Едчик И А Физико технические основы ядерной энергетики 2017 2

УДК 539.1+621.039
Едчик, И. А. Физико-технические основы ядерной энергетики / И. А. Едчик ; Нац. акад. наук Беларуси, Объединен. ин-т энергет. и ядер. исслед. – Сосны. – Минск : Беларуская навука, 2017. – 175 с. : ил. – ISBN 978-985-08-2195-9.
В монографии рассмотрены основные вопросы и проблемы ядерной
энергетики: история развития и современное состояние; основные положения теории ядерных реакторов; физические процессы, протекающие
в активной зоне реактора; физические основы управления цепной реакцией деления; требования, предъявляемые к элементам и материалам
реактора; классификация ядерных реакторов и АЭС; культура физической ядерной безопасности; стратегия обращения с отработавшим ядерным топливом и радио­активными отходами; безопасность ядерной энергетической установки и ее воздействие на природную среду; усовершенствованный проект Белорусской АЭС нового поколения повышенной
безопасности.
Адресуется студентам, обучающимся по специальности «Ядерные
энергетические установки», специалистам в области ядерной энергетики, инженерно-техническим работникам АЭС, а также широкому кругу
читателей, интересующихся вопросами ядерной энергетики.
Табл. 17. Ил. 27. Библиогр.: 30 назв.
Р е ц е н з е н т ы:
доктор физико-математических наук, профессор В. И. Кувшинов,
кандидат технических наук Г. З. Серебряный
ISBN 978-985-08-2195-9
© Едчик И. А., 2017
© Оформление. РУП «Издательский
дом «Беларуская навука», 2017
Оглавление
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
5
Глава 1. Топливно-энергетические ресурсы и ядерная энер­
гетика . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
7
1.1. Топливно-энергетические ресурсы мира и Беларуси . . . . .
1.2. Преимущества ядерной энергетики . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
1.3. История развития ядерной энергетики. Первые реакторы и первая в мире АЭС . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
1.4. Замедление темпов развития ядерной энергетики . . . . . . .
1.5. Основные направления развития мировой ядерной энергетики . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
7
14
18
24
26
Глава 2. Основные положения теории ядерных реакторов . . . .
30
2.1. Нейтронные реакции . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.2. Деление тяжелых ядер . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.3. Замедление нейтронов в веществе . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.4. Диффузия нейтронов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.5. Цепная реакция деления . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.6. Физические основы управления цепной реакцией деления . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
30
37
44
53
57
Глава 3. Физические процессы в активной зоне реактора . . . . .
74
3.1. Мощность реактора. Связь между мощностью и средним
потоком нейтронов в реакторе . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.2. Выгорание ядерного топлива . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.3. Воспроизводство ядерного топлива . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.4. Зашлакование и отравление реактора . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.5. Йодная яма . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.6. Отравление самарием-149 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.7. Температурные эффекты . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.8. Кампания реактора. Запас реактивности . . . . . . . . . . . . . .
74
77
79
81
86
89
93
96
66
3
3.9. Управление ядерным реактором . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.10. Физический пуск реактора . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.11. Энергетический пуск ядерной энергетической установки .
3.12. Работа реактора на мощности. Остановка и расхолаживание реактора. Остаточное тепловыделение . . . . . . . . . . . . . .
97
98
99
99
Глава 4. Основные типы реакторов и атомных электрических
станций . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
102
4.1. Принципиальная схема и основные элементы конструкции ядерных реакторов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
4.2. Основные требования, предъявляемые к конструкции
активной зоны, теплоносителям, замедлителям и конструкционным материалам . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
4.3. Классификация ядерных реакторов . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
4.4. Водо-водяные энергетические реакторы . . . . . . . . . . . . . . .
4.5. Канальный водографитовый реактор РБМК . . . . . . . . . . . .
4.6. Тяжеловодные реакторы . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
4.7. Реакторы на быстрых нейтронах . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
4.8. Проект Белорусской АЭС . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
104
107
116
119
121
122
125
Глава 5. Безопасность ядерных реакторов . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
135
Глава 6. Культура физической ядерной безопасности . . . . . . . . .
144
Глава 7. Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами АЭС . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
152
102
7.1. Обращение с отработавшим ядерным топливом . . . . . . . .
7.2. Основные принципы обращения с радиоактивными от­
ходами . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
152
Список использованных источников . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
173
161
Перечень принятых сокращений
АЭС - атомная электрическая станция
АР - автоматическое регулирование
БН - реакторы на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением
ВВЭР - водо-водяные корпусные энергетические реакторы с водой
под давлением
ВК - водо-водяные кипящие реак­торы
ВП - выгорающий поглотитель
ВТГР - высокотемпературные газоохлаждаемые корпусные реакторы
ВЭУ - ветроэнергетическая установка
ГТУ - газотурбинная установка
ГЦН - главный циркуляционный насос
ЖРО - жидкие радиоактивные отходы
КС - компенсирующие стержни
КПД - коэффициент полезного действия
КФЯБ - культура физической ядерной безопасности
МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии
МКРЗ - международная комиссия по радиационной защите
МКУМ - минимально контролируемый уровень мощности
ОЯТ - отработавшее ядерное топливо
ПТУ - паротурбинная установка
РАО - радиоактивные отходы
РБМК - реактор большой мощности канальный, канальный водографитовый энергетический реактор
СВО - система специальной водоочистки
СУЗ - система управления и защиты
ТВС - тепловыделяющая сборка
ТВР - тяжеловодные реакторы
твэл - тепловыделяющий элемент
ТНПА - технический нормативный правовой акт
ТРО - твердые радиоактивные отходы
ТЭР - топливно-энергетические ресурсы
ЭЯУ - энергетическая ядерная установка
ЯТЦ - ядерный топливный цикл
5
Внесистемные единицы энергии
1 кал = 4,19 Дж
1 Вт·ч = 3,6⋅103 Дж
1 г у.т. = 7000 кал = 29,33⋅103 Дж
1 т у.т. = 7⋅109 кал = 29,33⋅109 Дж
1 г н.э. = 10 000 кал = 41,9⋅103 Дж
1 т н.э. = 1010 кал = 41,9⋅109 Дж
н.э. - нефтяной эквивалент
у.т. - условное топливо
Глава 1
Топливно-энергетические ресурсы
и ядерная энергетика
1.1. Топливно-энергетические ресурсы
мира и Беларуси
Между уровнем экономического благосостояния людей
и энергопотреблением всегда существовала зависимость.
Энер­гия в системе человеческих ценностей занимает особое место, без нее нынешняя цивилизация нежизнеспособна. Однако необходимо заметить, что в настоящее время
уровень экономического благосостояния в конкретной стра­
не определяется уже не только объемом, но и эффективностью использования энергоресурсов.
Наиболее освоенные энергоресурсы (нефть, природный
газ, каменный уголь, торф, дрова) в изученных месторождениях обычно называют запасами. Суммарные разведанные
запасы минерального топлива нашей планеты по разным
оценкам составляют свыше 12,5 трлн т, из них более 60 %
приходится на уголь, примерно 12 % составляет нефть, 15 % –
каменный уголь, остальное – сланцы, торф и пр. (табл. 1.1) [1].
Таблица 1.1. Запасы и потребление органических ископаемых
энергоносителей в мире
Энергоноситель
Запасы
Потребление
Срок исчерпания, лет
Каменный уголь, млрд т
Природный газ, трлн м3
Нефть, млрд т
Бурый уголь, трлн т
891,5
187,1
239,8
1,3-18,0
5,54
3,03
3,94
–
~ 160
~ 60
~ 60
–
На конец 2014 г. запасы угля в мире составляли 891,5 млрд т,
природного газа – 187,1 трлн м3, нефти – 239,8 млрд т [2]. По
данным Международного энергетического агенства (МЭА)
7
мировое потребление энергоресурсов в 2007 г. достигало
11,4 млрд т нефтяного эквивалента (т н.э.), или 16,3 млрд т
условного топлива (т у.т.), из них доля нефти, угля и газа
составила вместе 81 % [1]. По прогнозам МЭА совокупный
спрос на первичные энергоносители в мире будет возрастать в среднем на 1,4 % за год.
Нефтяной эквивалент - топливо с теплотворной способностью, равной q = 10∙106 кал/кг, или 41,87 МДж/кг.
Условное топливо - топливо с теплотворной способностью, равной q = 7∙106 кал/кг, или 29,3 МДж/кг.
Если принять за основу потребление органических ископаемых энергоносителей в мире в 2007 г., то, учитывая
небольшое ежегодное их увеличение, можно спрогнозировать сроки их исчерпания (см. табл. 1.1). Таким образом,
мировые запасы обеспечивают потребление данных видов
топливно-энергетических ресурсов (ТЭР) на протяжении 60
и более лет. Подобный вывод сделан и в Концепции энергетической безопасности Республики Беларусь [2].
Отметим, что если объем потребления рассчитывается
довольно уверенно, то величины запасов ТЭР в разных
источниках значительно отличаются. Это связано с тем,
что истощение запасов нефти и газа компенсируется разведкой их новых месторождений, прежде всего в морском
шельфе, которые постоянно изменяются и уточняются.
По мнению специалистов ожидается, что к 2050 г. уголь
будет оставаться доминирующим энергоресурсом в мире,
а электроэнергетический сектор - его основным потребителем. Доля ядерной энергетики к 2050 г. сохранится, в то
время как удельный вес возобновляемых источников энергии возрастет. Использование возобновляемых источников
энергии является одним из направлений долгосрочного
устойчивого развития мировой энергетики.
Один из важнейших факторов энергетической безопасности – повышение уровня обеспечения потребности в энергии за счет собственных энергоресурсов. В Республике Беларусь собственные топливно-энергетические ресурсы представ8
лены древесиной, нефтью, торфом, бурым углем, горючими
сланцами. Общие запасы древесины в стране оцениваются
примерно в 1090 млн м3, а объем потребления находится на
уровне 1 млн т у.т.
Разведанные запасы нефти составляют около 80 млн т,
газоконденсата - 0,44 млн т, попутного газа - 9734 млн м3,
годовая потребность Беларуси в нефти достигает 16-18 млн т.
В последние годы ее добыча стабилизировалась на уровне
1,8 млн т, т. е. 10 % от потребностей республики.
Наиболее распространенным видом местного топлива
в Беларуси является торф. Торфяные отложения имеются
практически во всех регионах страны. По запасам торфа
(первичные составляли 5,65 млрд т, оставшиеся геологические оцениваются в 4,3 млрд т) Беларусь занимает второе
место в СНГ, уступая только России. В 2007 г. добыча торфа в республике находилась на уровне 2,9 млн т, при этом
средняя теплотворная способность фрезерного торфа –
2700 ккал/кг (11,3 МДж/кг), брикетированного - 4300 ккал/кг
(18,0 МДж/кг).
В Беларуси открыто три месторождения бурых углей
с общими запасами 152 млн. т. [1]. Белорусский бурый уголь,
имеющий низкую теплоту сгорания (1500–1700 ккал/кг),
высокую влажностью (56-60 %) и зольность (17-23 %), уступает по качеству торфу и не может рассматриваться как топливо для энергосистемы.
Наибольшими по величине в республике являются запасы горючих сланцев (прогнозные - 11 млрд т, промышленные - 3 млрд т). Однако их качество еще ниже, чем бурого угля: теплота сгорания - 1000-1500 ккал/кг, зольность 75 %, выход смол - 6-9 %, содержание серы - 2,6 %.
По­этому прямое использование горючих сланцев в качестве топлива не представляется эффективным как по экономическим, так и экологическим соображениям.
Беларусь способна обеспечить себя примерно на 16 %
собственными топливными ресурсами, недостающее же их
количество приходится ввозить из-за рубежа. Удельный вес
9
таких топливно-энергетических сырьевых и материаль­но-­
технических ресурсов в валовом внутреннем продукте составляет более 43 %. Республика импортирует в основном
из России весь потребляемый каменный уголь, более 90 %
нефти, 100 % природного и 25 % сжиженного газа.
К восполняемым (возобновляемым) источникам энергии относят энергию солнца, Мирового океана, рек, ветра,
биомассы, бытовых отходов. Недостатком таких источников
является низкая концентрация энергии, хотя это в значительной степени компенсируется их широким распространением и относительно высокой экологической чистотой.
Восполняемые источники наиболее рационально использовать непосредственно вблизи потребителя без передачи
энергии на расстояние. Энергетика, работающая на таких
источниках, использует потоки энергии, уже существующие в окружающем пространстве, перераспределяет, но
не нарушает их общий баланс.
В связи с истощенностью энергетических ресурсов роль
возобновляемых источников энергии во многих странах
с каждым годом возрастает. Так, выработка электроэнергии
на ветряных установках увеличивается в среднем за год
на 24 %, с помощью солнечных батарей - на 17 %, на геотермальных станциях - на 4 %.
Источником всей энергии на Земле является Солнце.
Оно ежесекундно излучает 3,84∙1026 Дж энергии, из которой Земля получает лишь 4,54∙10 –10 долю. Поток солнечного
излучения, проходящий за единицу времени через единичную площадку, ориентированную перпендикулярно потоку
на орбите Земли, называется солнечной постоянной (Сп)
и составляет Сп = 1367 ± 1 4 Вт/м2 = 1,958 кал/см2∙мин.
На поверхность Земли в зависимости от географической широты приходится от 0,1 до 0,3 кВт/м2 солнечной
энергии. Потребляя за год 16,3∙109 т у.т., человечество
производит 4,78∙1020 Дж энергии, что составляет 8,7∙10 –5
долю солнечной энергии, падающей на Землю. Эта доля
и в будущем, по мнению академика Н. Н. Семенова, не долж10
на быть заметной, чтобы не нарушить тепловой баланс
Земли.
Солнечная энергия преимущественно используется для
горячего водоснабжения, сушки сельскохозяйственной продукции, опреснения вод, других технологических целей,
а также для преобразования ее в электрическую энергию.
В последнее время интерес к проблеме использования энергии Солнца резко возрастает, поскольку потенциальные возможности энергетики, основанной на применении солнечного излучения, чрезвычайно велики. При современном уровне науки и техники солнечная электростанция может быть
рентабельна, если число солнечных часов за год составит
не менее 1900. Это подтверждает опыт строительства и эксплуатации электростанции «Тесей» мощностью 50 МВт на
побережье острова Крит, где Солнце светит 2200 ч в год.
По данным метеорологов, в Республике Беларусь 150 дней
в году пасмурных, 185 - с переменной облачностью и лишь
30 - ясных, а всего же число часов солнечного сияния в Беларуси достигает 1200 на севере страны и 1300 - на юге.
На сегодняшний день солнечная энергия в энергосистеме
страны непосредственно не задействована.
На конец 2006 г. в энергосистеме Беларуси эксплуатировались малые ГЭС общей мощностью 12,1 МВт со среднегодовой выработкой 35 млн кВт∙ч, что составляет примерно
0,1 % общего потребления электроэнергии в стране.
По оценкам специалистов, использование энергии ветра
возможно только в тех местах, где его средняя скорость на
протяжении года составляет 4 м/с и более. Среднегодовая
скорость ветра в нашей республике вблизи поверхности
земли составляет примерно 3,7 м/с, тем не менее имеются
отдельные места (холмы), где на высоте 40 м она достигает
6,5-7,5 м/с.
Первая в Беларуси ветроэнергетическая установка (ВЭУ) –
NORDEX 29/250 – мощностью 250 кВт (высота до ступицы
ветроколеса составляет 50 м) была построена в Мядельском
р-не в 2000 г., в 2012 г. их действовало уже 14. На январь
11
2011 г. суммарная установленная мощность ВЭУ в респуб­
лике составляла 1,56 МВт, а объем замещения - 400 т у.т.
Для сравнения укажем, что мощность ветроэнергетических установок в мире в 2015 г. достигла 369 553 МВт [3], из
них ~38 % приходилось на Азию, впервые вышедшую на
лидерские позиции благодаря Китаю, ~36 % составляла
доля Европы, ~21 % – Северной Америки; ~4 % принадлежали остальным регионам Земли. В пятерку стран с наибольшей мощностью ВЭУ входят Китай (114 763 МВт), США
(65 879 МВт), Германия (39 165 МВт), Испания (22 987 МВт),
Индия (22 465 МВт).
Наибольшим потенциалом из возобновляемых источников энергии в Беларуси обладает древесина. Ее среднегодовой прирост превышает 25 млн м3, что составляет менее 8 %
валового потребления топливно-энергетических ресурсов
в стране. За последние три десятилетия общие заготовки древесины достигли 10-12 млн м3 в год, из которых 6-7 млн м3
приходилось на деловую древесину и 4-5 млн м3 - на дрова.
По оценкам экспертов, экологически целесообразный потенциал использования древесины существующих лесов в качестве топлива, включая отходы деревообработки, в Беларуси равен 2,5-2,7 млн т у.т. в год.
Составляющими надежного и устойчивого обеспечения
энергией и теплом населения, укрепления энергетической
безопасности страны являются:
– энергетическая независимость,
– надежное энергоснабжение,
– энергоэффективность,
– диверсификация энергоресурсов и их поставок.
Энергетическая независимость – это, прежде всего,
ориентирование на собственные топливно-энергетические
ресурсы в общем энергобалансе [2].
Надежное энергоснабжение подразумевает
– увеличение объемов стратегических запасов основных топливных ресурсов, в частности, за счет расширения
объема подземных хранилищ газа с тем, чтобы обеспечить
12
полную потребность страны в энергоресурсах на период
не менее 1,5 месяца в зимнее время;
– модернизация и реконструкция существующих энергоисточников;
– внедрение современных парогазовых технологий мощностью 2800–3000 МВт;
– реконструкция и строительство новых линий электропередач.
Опыт стран с переходной экономикой показывает, что
повышение энергоэффективности может быть осуществлено:
– 20 % - за счет энергосбережения,
– 50 % - в результате внедрения передовых достижений
науки и техники,
– 30 % - путем структурной перестройки экономики,
направленной на развитие менее энергоемких отраслей,
расширения сферы услуг и т. д.
Для обеспечения энергетической безопасности страны
в плане диверсификации (новолат. diversificatio - изменение, разнообразие; от лат. diversus - разный и facere - делать) необходимо существенно снизить долю природного
газа в объеме энергопотребления, несмотря на его очевидные преимущества перед другими органическими видами
топлива по эффективности преобразования энергии и экологическим показателям.
Диверсификация энергоресурсов и их поставок - это состав и структура источников ТЭР, которые обеспечивают
отсутствие доминирующей зависимости от одного вида
энергоресурса и (или) одного поставщика в импорте энергоресурсов.
Согласно Концепции энергетической безопасности Рес­
публики Беларусь [2] доля России в общем импорте топливно-энергетических ресурсов уменьшится с 90 % в 2015 г.
до 70 % в 2035 г. Доля доминирующего вида топлива - газа в валовом потреблении ТЭР будет снижена, как планируется, с 60 до 50 %.
13
В рамках повышения энергобезопасности планируется
создать резервы нефти в объемах, достаточных для работы
нефтеперерабатывающих заводов в течение 10 сут; резервы
нефтепродуктов в объемах, достаточных для обеспечения
организаций и нужд населения республики в течение 30 сут
с перспективой наращивания к 2035 г. до 45 сут, а также запасы топлива, включая резервные (мазут и др.) на объектах
электроэнергетики, достаточные для их функционирования в течение 30 сут.
1.2. Преимущества ядерной энергетики
Наиболее перспективным способом обеспечения экономической безопасности страны и диверсификации энергетических ресурсов является использование ядерной энер­
гетики. Кратко остановимся на том, что может дать ядерная
энергетика, рассмотрим ее преимущества и недостатки.
Ядерная энергетика является наиболее чистой. Она не порождает ни углекислого газа, ни оксида азота, ни оксида серы, в то время как только одна теплоэлектростанция мощностью 1000 МВт за год потребляет 3,9∙106 т угля, сжигает
5,5 млрд м3 кислорода, выбрасывает 10 млн т углекислого
газа, 124,4 тыс. т оксида серы, 34,2 тыс. т оксида азота,
7,3 тыс. т золы и сажи, а также канцерогенные вещества.
Огромный объем выбросов углекислого газа обусловил
повышение его концентрации в атмосфере и развитие парникового эффекта, что в конечном итоге может привести
к глобальному потеплению климата на планете, таянию полярных ледников, подъему уровня Мирового океана и за­
топлению больших площадей суши.
Этим вопросам мировая общественность придает большое значение. В 2015 г. в Ле-Бурже (Франция) прошла 21-я
Международная конференция сторон Рамочной конвенции
ООН об изменении климата [4]. Сто пятьдесят стран официально пообещали уменьшить количество диоксида углерода, выбрасываемого в атмосферу, и с течением времени
14
наращивать его сокращения с тем, чтобы не превысить принятый предел глобального повышения температуры планеты в 1,5 °С. Стороны также обязались принимать меры по
противодействию деградации лесов, сохранять их и внедрять практику устойчивого управления лесами.
Ядерная энергетика - очень концентрированная форма
энергии, она лучше, чем любая другая, сохраняет для че­
ловечества жизненное пространство, которое наша циви­
лизация постоянно отнимает у природы. Так, для размещения ТЭС на жидком топливе требуется на 40 %, для ТЭС
на газе - на 140 % больше площади, чем для размещения
АЭС той же мощности.
Отличием ядерной энергетики от всех источников, кроме
угольных, является то, что в окружающую среду вносится
дополнительная радиоактивность. Опыт эксплуатации атомных реакторов показал, что эта дополнительная радиоактивность существенно ниже естественной, обусловленной
космическим излучением и выделением из земли радиоизотопов радона. Так, удельная активность приземного воздуха вокруг российских АЭС, вызванная эксплуатационными
выбросами, составляет единицы и десятки мкБк/м3, что
в 10-100 раз меньше предельно допустимых концентраций
(ПДК). Такая же картина наблюдается и в водных системах,
где концентрация радионуклидов в тысячи и десятки тысяч
раз меньше предельно допустимой.
Мониторинг сельскохозяйственной продукции, выращиваемой вокруг Ленинградской и Нововоронежской АЭС
в России и Запорожской АЭС в Украине, показал, что радио­
активность молока по цезию-137 в среднем составляет 0,071,1 Бк/л, по стронцию-90 - 0,06-0,3 Бк/л, зерна - 0,15-1,0
и 0,3-0,5 Бк/кг, картофеля 0,03-0,8 и 0,06-0,2 Бк/кг соответственно. Это в тысячи раз меньше предельно допустимых концентраций.
При (нормальных) режимах работы АЭС дозовая нагрузка намного ниже допустимой. Так, годовая нагрузка на
население г. Висагинас вблизи Игналинской АЭС (Литва)
15
не превышала 10 мкЗв в год при естественном фоне 1-1,2 мЗв.
Дозовая же нагрузка за счет выбросов ТЭС той же мощности была бы в 10-70 раз выше.
Конкурентоспособность электростанций разных типов
определяется величиной стоимости производимой ими
электроэнергии, поэтому из нескольких энергоисточников
лучшим является тот, который обеспечивает наименьшую
ее стоимость.
Расчет себестоимости 1 КВт/ч электроэнергии для каждого типа электростанции авторы [5] проводили по единой
методике, учитывающей
– капитальные затраты,
– затраты на топливо,
– прочие эксплуатационные расходы,
– расходы на страхование,
– затраты на обращение с отходами,
– плату за выброс СО2,
– расходы на вывод из эксплуатации и демонтаж.
Входные технико-экономические показатели современных перспективных источников были взяты из исследований таких авторитетных организаций, как Международное
энергетического агенство и Ядерное энергетическое агенство Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР). Банк данных содержал показатели по 190 новым электростанциям разных типов, которые были вве­
дены в эксплуатацию в 2015 г. и будут продолжать свою
работу в течение всего срока службы (20 и более лет).
Рассматривались следующие энергетические технологии: электростанции на угле и природном газе, атомные
электростанции и возобновляемые источники энергии.
Электростанции на угле (каменном и буром) в своем
большинстве состоят из энергоблоков со сверхкритическими параметрами пара мощностью 300-1000 МВт с КПД
40-45 %. Электростанции на природном газе - парогазовые установки, требуют меньших капиталовложений, чем
угольные энергоблоки, имеют меньшие выбросы диоксида
16
углерода и более высокий КПД - до 59 %. Применительно
к ядерной энергетике технико-экономические показатели характеризуют 20 легководных реакторов мощностью 10001600 МВт. Рассматривался также [5] достаточно широкий
спектр возобновляемых источников энергии (ВИЭ), из которых были выбраны ветровые и солнечные установки.
При оценке эффективности станций использовались постоянные во времени цены топлива, в частности, для стран –
членов ОЭСР цена ядерного топлива принималась равной
0,933 цент/кВт∙ч, угля - 106 долл./т у.т., природного газа 290-320 долл./т у.т. Между тем стоимость должна вырасти,
средний годовой темп прироста цены на уголь в предстоящие 20 лет составит, по мнению специалистов, 0,7-1,7 %,
на трубопроводной газ в Европе - 0,6-1,5 % в год.
Результаты расчетов при норме дисконта d = 7,5 % представлены в табл. 1.2.
Дисконт (англ. discount - скидка) – разница между реальной стоимостью валюты и ее паритетом (ее гарантированной стоимостью).
Рассмотрены два варианта: с учетом и без учета платы
за выбросы. Из расчетов видно, что стоимость электроэнергии на атомных, угольных и газовых станциях близки.
Таблица 1.2. Стоимость электроэнергии
энергоисточников разных типов
Электростанции
Атомные
Угольные
Газовые
Ветровые
Солнечные
Стоимость электроэнергии, цент/кВт∙ч
Минимальная
Средняя
Максимальная
5,5
5,1
7,5
5,5
20,1
7,7
6,3
8,3
11,5
50,7
9,9
7,9
12,1
18,6
81,7
Введение умеренной платы за выбросы диоксида углерода 30 долл./т СО2 увеличит стоимость энергии угольных
электростанций на 2-3 цента за кВт∙ч, газовых - примерно
17
на 1 цент/кВт∙ч; таким образом, АЭС смогут еще более
успешно конкурировать с газовыми и особенно угольными
электростанциями. Солнечные электростанции оказываются менее эффективными, чем другие энергоисточники.
Увеличение платы за выбросы до 120 долл./т СО2 приведет к удорожанию электроэнергии на угольных станциях примерно на 9 цент/кВт∙ч, газовых - примерно на 5 цент/кВт∙ч;
таким образом первые станут неконкурентоспособными,
а стоимость энергии вторых приблизится к максимальной
стоимости энергии для ветровых станций и превысит аналогичный показатель для АЭС.
1.3. История развития ядерной энергетики.
Первые реакторы и первая в мире АЭС
Тот, кто учится, не размышляя, впадет в заблуждение.
Тот, кто размышляет, не желая учиться, окажется в затруднении.
Три пути у человека, чтобы разумно поступить:
первый, самый благородный, - размышление;
второй, самый легкий, - подражание;
третий, самый горький, - опыт.
Конфуций, Кун-цзы, 551–479 гг. до н.э.
Впервые в мире управляемая цепная реакция деления
ядер урана была осуществлена 2 декабря 1942 г. группой
американских ученых под руководством выдающегося италь­
янского физика Энрико Ферми в ядерном уран-графитовом
реакторе тепловой мощностью 200 Вт в г. Чикаго (США).
Этим физическим экспериментом были подтверждены казавшиеся фантастическими предположения о возможности
высвобождения ранее не подвластной человеку энергии, скрытой в ядре вещества. Для этого опыта было создано специальное устройство - «урановый котел», которое стало прообразом современных ядерных реакторов, работающих ныне
на многочисленных атомных электростанциях, подводных
лодках, атомных ледоколах. Однако первоначально все разработки и исследования по ядерной энергетике были полностью подчинены одной цели - созданию атомной бомбы.
18
В ходе экспериментов были решены две главные задачи: создание промышленной технологии получения плутония и производство высокообогащенного по изотопу U-235 урана.
Первый промышленный реактор для производства плутония был введен в эксплуатацию в ноябре 1943 г. в Клинтоне (г. Ок-Ридж, штат Теннеси, США). Через год был со­­
оружен реактор в г. Ханфонде (штат Вашингтон, США) –
первый из серии крупных ядерных реакторов для производства
плутония, который используется при изготовлении ядерного оружия. В 1945 г. в Ок-Ридже заработал первый завод по
обогащению урана.
В СССР управляемая ценная реакция деления ядер урана была осуществлена учеными и инженерами под руководством И. В. Курчатова 25 декабря 1946 г. на первом в Советском Союзе (и в Европе) экспериментальном ядерном
реакторе, расположенном в Москве. Ядерный шантаж со
стороны США вынудил СССР, полагаясь только на собственные силы, приступить к быстрейшему решению сложнейшего комплекса научных, технических и производственных проблем получения и использования ядерной энергии,
прежде всего для обеспечения своей обороноспособности.
Были построены реакторы для производства необходимого
количества плутония, сооружены промышленные установки и освоены сложные технологические процессы для получения обогащенного урана и других новых материалов.
Решив задачу обеспечения собственной безопасности, Советский Союз одновременно заложил фундамент мирного
использования ядерной энергии – ядерной энергетики. Этапы научных исследований и освоения ядерной энергии были пройдены поразительно быстро, в течение всего нескольких десятилетий.
Развитие атомной энергетики началось с пуска 27 июня
1954 г. в г. Обнинске первой в мире АЭС мощностью 5 тыс. кВт.
Вслед за Советским Союзом появились АЭС в Великобритании и США: в 1956 г. была введена в эксплуатацию первая английская АЭС «Колдер Холл» мощностью 45 тыс. кВт,
19
а в 1957 г. – американская АЭС «Шиппингпорт» мощностью 67 тыс. кВт.
С введением в строй этих АЭС начала развиваться новая отрасль энергетики – ядерная, или, как ее часто называют, атомная энергетика. Эксплуатация первых АЭС убедительно доказала техническую возможность превращения
ядерной энергии в электрическую в промышленных масштабах. Человечество получило доступ к использованию
нового источника энергии, который позволил сократить
потребление традиционного органического топлива для
выработки электроэнергии. Была продемонстрирована возможность создания и применения на АЭС материалов, оборудования и приборов такого качества и с такими харак­те­
ристиками, которые обеспечили высокий уровень надежности и безопасности эксплуатации в отношении окружающей
среды, населения и эксплуатационного персонала.
После пуска первых АЭС стали строиться более мощные атомные электростанции, при этом преследовалась цель
доказать их экономическую конкурентоспособность по сравнению с электростанциями на органическом топливе. Этот пе­
риод практически завершился в 1960-х гг. Начиная с 1970-х гг.
развертывается широкое строительство АЭС, мощность которых достигала 1000 МВт эл. и более. Темпы развития
ядерной энергетики определялись конкретными условиями,
и прежде всего ресурсами органического топлива той или
иной страны. Согласно базе данных МАГАТЭ [3], по со­
стоянию на 1 мая 2015 г. в мире работали 438 ядерных энергетических блоков. В табл. 1.3 приведено распределение
генерируемых мощностей по странам мира, обеспечивающих ~11 % общемирового производства электроэнергии
на конец 2014 г., а в Западной Европе – около одной трети
всей вырабатываемой электроэнергии. По темпам развития
эта отрасль энергетики не знает себе равных среди любых
других энергетических технологий. В чем же причины такого стремительного развития атомной энергетики? Их несколько.
20
Во-первых, к середине 1950-х гг. были достигнуты большие успехи в разработке и промышленном внедрении ядерных реакторов для военных целей (промышленные реакторы для производства плутония, энергетические реакторы
для атомных подводных лодок). Опыт эксплуатации этих
реакторов и ядерных энергетических установок продемонстрировал их работоспособность, надежность и простоту
обслуживания, т. е. качества, предъявляемые к энергоис­
точникам.
Во-вторых, интенсивное послевоенное развитие передовых в промышленном отношении стран Европы, Америки и Юго-Восточной Азии значительно увеличило энергопотребности человечества, в том числе в электроэнергии.
В то же время стал очевиден тот факт, что ресурсы органического топлива на планете не беспредельны, поэтому возможность использования нового типа энергоустановок, потребляющих принципиально другое топливо – уран, запасы которого достаточно велики, не могло не привлечь
пристального внимания не только ученых, но и правительств этих государств к данной проблеме и стимулировало развитие ядерно-энергетической отрасли.
Таблица 1.3. Генерируемые мощности по странам мира [6]
В эксплуатации
Страна
Аргентина
Армения
Бельгия
Беларусь
Болгария
Бразилия
Венгрия
Великобритания
ОАЭ
Германия
Индия
Сооружается
Число
блоков
Мощность,
МВт (нетто)
Число
блоков
Мощность,
МВт (нетто)
3
1
7
2
2
4
16
1627
376
5927
1906
1900
1889
9243
9
21
12068
5308
1
2
1
3
6
25
2218
1245
4035
3907
Доля ядерной
энергии, %
4,4
29,2
52,1
30,7
2,8
50,7
18,3
15,4
3,5
21
Окончание табл. 1.3
В эксплуатации
Страна
Иран
Испания
Канада
Китай
Южная Корея
Северная Корея
Мексика
Нидерланды
Пакистан
Россия
Румыния
Словакия
Словения
США
Тайвань
Украина
Финляндия
Франция
Чехия
Швейцария
Швеция
Южная Африка
Япония
Итого
Сооружается
Число
блоков
Мощность,
МВт (нетто)
Число
блоков
Мощность,
МВт (нетто)
1
7
19
23
23
2
1
3
34
2
4
1
99
6
15
4
58
6
5
10
2
48
438
915
7121
13500
19056
20721
1310
482
690
24654
1300
1815
688
98476
4884
13107
2752
63133
3884
3308
9474
1844
42388
375910
26
5
2
2
9
2
5
2
2
1
1
2
70
25756
6370
2000
630
7371
880
5633
2630
1900
1600
1630
1325
67125
Доля ядерной
энергии, %
1,5
19,7
16,0
2,1
27,6
4,6
2,8
4,4
17,5
19,8
51,7
33,6
19,4
21,5
43,6
33,3
73,3
35,9
36,4
42,7
5,7
25,0
–
В-третьих, в основных промышленных регионах мира
производство электроэнергии на АЭС оказалось, по крайней мере, не дороже, чем производство электроэнергии на
угольных тепловых электростанциях, и заметно дешевле,
чем на нефтяных (мазутных) и газовых ТЭС, т. е. АЭС продемонстрировали свою конкурентоспособность с самых первых шагов своего развития. Это обстоятельство стало особенно важным в начале 1970-х гг., когда разразился так называемый энергетический кризис и цены на нефть на мировом
22
рынке повысились в несколько раз. В результате темпы роста мощностей атомной энергетики в мире в эти годы значительно увеличились.
В-четвертых, ядерное топливо характеризуется чрезвычайно высокой калорийностью. Его удельное тепловыделение примерно в 2 млн раза выше, чем органического топлива. Для работы ТЭС мощностью 1 млн кВт в течение
трех лет требуется 300 тыс. железнодорожных вагонов с топливом, а для АЭС той же мощности – всего два вагона
(~80 т), и перемещение столь небольшого груза не составляет особого труда. Поэтому на основе ядерной энергетики
можно развивать энергетическую базу государств и регионов, лишенных собственных запасов энергосырья, без увеличения транспортных расходов на его доставку. К таким
регионам, например, относится европейская часть России,
где проживает свыше 69 % населения и производится около
70 % промышленной продукции, а также вся Западная и Восточная Европа, в том числе и Беларусь.
Наконец, немаловажное значение в привлечении внимания к ядерной энергетике связано с ее относительной экологической чистотой при нормальных условиях работы.
Действительно, если сжигание органических топлив на ТЭС
приводит к выбросу в окружающую среду токсичных веществ (оксидов азота, серы, углерода и ряда токсичных угле­
водородов), золы и пыли, что сопровождается потреблением
огромного количества кислорода (до 8 млн т в год на ТЭС
мощностью 1 млн кВт), то на АЭС таких веществ просто
не образуется, а кислород вообще не расходуется. Даже
уровень радиоактивности, генерируемый АЭС, в 20 раз ниже, чем, например, вокруг угольных ТЭС, и этот дополнительный уровень в сотни раз меньше естественного радиоактивного фона.
Следует отметить, что, если, вкладывая соответствующие средства, вредные выбросы некоторых химических веществ и золы на тепловых станциях можно значительно
сократить, то снизить количество сжигаемого кислорода
23
и образование углекислого газа невозможно, поскольку эти
процессы присущи реакции горения органического топлива. Увеличение концентрации углекислого газа в атмосфере
в настоящее время и особенно в ближайшие годы может
стать серьезным сдерживающим фактором в использовании органических видов топлива. Углекислый газ способствует усилению так называемого парникового эффекта
и увеличению среднегодовой температуры на Земле. Так,
по сравнению с началом XX в. среднегодовая температура
возросла на 0,7 °С, при этом более чем на 80 % это вызвано
увеличением концентрации углекислого газа в атмосфере.
Загрязнение атмосферы ведет и к другим отрицательным
последствиям. Например, за последние 50 лет повторяемость засух в мире возросла в 8 раз, разрушительная сила
ураганов увеличилась в 2 раза.
До настоящего времени в стационарной ядерной энергетике наблюдались следующие основные тенденции:
– увеличение единичной мощности блоков АЭС: мощности ядерных реакторов увеличились с 5 тыс. кВт на первой АЭС до 1,0-1,5 млн кВт на современных;
– увеличение мощности АЭС: установленные мощности
уже достигают 4-6 млн кВт;
– повышение параметров ядерных энергетических установок и другого основного оборудования АЭС;
– повышенные требования к маневренности с возможностью изменения мощности в диапазоне от 100 до 30 %.
1.4. Замедление темпов развития ядерной энергетики
До конца 1970-х гг. атомная энергетика развивалась ускоренными темпами. Однако авария на АЭС Три-Майл-Айленд
(штат Пенсильвания, США) в 1979 г., в ходе которой про­
изошло расплавление около 50 % активной зоны реактора,
хотя и не привела к выходу значительного количества ра­
диоактивных веществ за пределы защитной оболочки энергоблока, но заставила специалистов серьезно пересмотреть
24
отношение к уровню безопасности атомных электростанций. Принятые после этой аварии в Соединенных Штатах
и других странах мира меры по увеличению безопасности
повлекли за собой удорожание АЭС и, как следствие, к уменьшению их конкурентоспособности. Падение на мировом
рынке цен на нефть также снизило конкурентоспособность
АЭС по отношению к ТЭС на органическом топливе. Кроме
того, активная энергосберегающая политика в промышленно развитых странах Запада привела к переизбытку энергопроизводящих мощностей. В результате темпы роста мощностей АЭС в мире в середине 1980-х гг. несколько снизились, хотя в таких странах, как Франция, Германия, Япония,
СССР, ядерная энергетика продолжала вытеснять энергетику на органическом топливе.
Второй, более чувствительный удар по атомной энергетике был нанесен аварией на 4-м блоке Чернобыльской
АЭС 26 апреля 1986 г., в результате которой огромное количество радиоактивных веществ (примерно 50 млн Ки) было
выброшено за пределы АЭС и распространилось на большие территории Беларуси, Украины и России. Последствия
этой катастрофы не только для Беларуси, но и для всего мира были крайне негативными. Реакция общества была такой, что в одних странах (Австрия, Дания, Италия, Голландия) был принят мораторий на дальнейшее развитие ядерной энергетики, другие – законсервировали строительство
АЭС. Понадобилось время для принятия мер по повышению безопасности существующих атомных электростанций и разработке усовершенствованных, более надежных
проектов ядерных реакторов.
11 марта 2011 г. произошло сильнейшее в истории Японии 9-балльное землетрясение, вызвавшее цунами, 14-метровые волны которого затопили территорию АЭС Фукусима-1, разрушили ее инфраструктуру и оставили без электроэнергии площадку АЭС. Повреждение системы аварийного
охлаждения активной зоны привело к расплавлению части теп­
ловыделяющих элементов (твэлов) блоков 1-3, образованию
25
водорода и последующих взрывов гремучей смеси, разрушению крыши реакторного зала и выходу радионуклидов
в окружающую среду. По мнению специалистов, суммарный выброс йода-131 и цезия-137 на Фукусиме-1 был
в 8-14 раз меньше, чем на Чернобыльской АЭС.
1.5. Основные направления развития
мировой ядерной энергетики
В последние годы мировая ядерная энергетика начала
преодолевать кризис в своем развитии. В конце 2014 г.
в 31 стране мира действовало 438 ядерных энергоблоков
суммарной мощностью свыше 375 000 МВт эл., из них более 110 были подключены к энергосистемам уже после аварии на Чернобыльской АЭС. В данный момент на стадии
строительства находится около 70 энергоблоков [6].
В настоящее время создание собственной ядерной энергетики становится практически безальтернативным вариантом гарантии энергетической безопасности любого цивилизованного государства, непременным условием его дальнейшего развития и обеспечения потребностей в относительно
дешевой энергии. Развитие ядерной энергетики в недалеком
будущем станет основным средством преодоления надвига­
ющегося энергетического кризиса. Бывший глава Международного агентства по атомной энергии Мохаммед эль-Барадеи отмечал: «Возросший спрос на энергию, угроза изменения климата заставляют многих пересмотреть подходы
к инвестициям в ядерную энергетику. Расходы на эксплуатацию ядерных энергетических установок продолжают
снижаться, тогда как их безопасность и срок эксплуатации возрастают, что увеличивает привлекательность ядерной энергетики».
Специалисты в области ядерной энергетики, ссылаясь
на данные МАГАТЭ, утверждают, что разведанных запасов
природного урана (порядка 7,6 млн т) [7] при ожидаемых
темпах роста потребления электроэнергии достаточно для
26
работы АЭС с легководными реакторами на протяжении
120 лет; привлечение быстрых реакторов в ядерную энергетику увеличит этот срок до 2500 лет. Общие запасы природного урана, доступного для добычи, существенно выше и оцениваются на основе геологических исследований в 35 млн т.
О большом значении ядерной энергетики свидетельствуют следующие статистические данные.
В настоящее время более 435 ядерных реакторов эксплуатируются в 31 стране мира, их суммарная мощность
превышает 375 тыс. МВт эл. Около 70 реакторов находятся
в стадии строительства [7]. АЭС дают свыше 11 % мирового производства электроэнергии, обеспечивая непрерывную
надежную базовую нагрузку, и работают без эмиссии углекислого газа.
В 56 странах мира эксплуатируются в общей сложности
около 240 исследовательских реакторов в качестве источников нейтронных пучков для научных исследований, а так­
же для производства медицинских и промышленных изотопов; 180 ядерных реакторов обеспечивают энергией около
140 кораблей и подводных лодок [7].
Франция получает примерно три четверти своей электроэнергии с помощью ядерной энергетики, в то время как
Бельгия, Чехия Финляндия, Венгрия, Словакия, Швеция,
Швейцария, Словения и Украина – лишь одну треть или немногим более. Производство электроэнергии в 16 странах
зависит не менее чем на четверть от ядерной энергетики,
а в США, Великобритании, Испании, Румынии и России ядерной энергетикой обеспечивается только пятая часть электроэнергии. В Японии до недавнего времени более 25 % всей
электроэнергии давали АЭС, и, как ожидается, страна вернется к этому уровню. Италия и Дания (государства, не имеющие на своей территории атомных электростанций) удовлетворяют потребность в 10 % электроэнергии за счет импорта ядерной энергии из соседних стран.
Если о качестве работы АЭС в мире судить по коэф­
фициенту нагрузки, то, согласно статистическим данным
27
по 400 реакторам в период с 1980 по 2000 г., в мировой
ядерной энергетике он увеличился с 68 до 86 % и с тех пор
сохраняется на уровне около 85 % [7]. Следует также учитывать, что большинство реакторов каждые 18-24 месяца
должны останавливаться для перегрузки топлива и текущего техобслуживания.
Коэффициент нагрузки - это отношение электроэнергии, фактически выработанной за год, к максимально возможной годовой производительности.
Правительство Китая планирует увеличить к 2020 г.
мощность АЭС до 58 ГВт эл. В Индии в рамках национальной энергетической политики поставлена цель иметь в эксплуатации 14,5 ГВт эл. ядерных мощностей к 2020 г. за счет
легко- и тяжеловодных реакторов, а также реакторов на быстрых нейтронах, использующих имеющийся в изобилии
в стране торий в качестве топлива.
Россия планирует увеличить свои ядерные мощности
до 30,5 ГВт эл. к 2020 г., используя свои легководные реакторы мирового уровня. 10 декабря 2015 г. в энергосистему
России выдал свои первые киловатт-часы электроэнергии
крупный реактор-размножитель на быстрых нейтронах
БН-800; на стадии строительства находится первая плавучая электростанция. Российская Федерация активно участвует в создании и финансировании новых АЭС в ряде зарубежных стран.
Такие государства, как Финляндия, Франция и Великобритания, США, Аргентина и Бразилия, Южная Корея, расширяют свои парки атомных электростанций. Швеция отказалась от планов досрочного вывода из эксплуатации своих
АЭС, и в настоящее время активно осуществляются инвестиции в их модернизацию и продление срока службы. Германия согласилась продлить срок эксплуатации своих АЭС,
изменив более раннее намерение об их остановке, но произвела ревизию своей политики после аварии на Фукусиме-1.
Беларусь, Болгария, Чехия, Венгрия, Румыния, Словакия,
Словения, Польша, Турция, Вьетнам, Бангладеш, Казахстан,
28
Объединенные Арабские Эмираты уже возводят новые ядерные энергоблоки или имеют четкие планы их строительства,
а также развития ядерной энергетики. Саудовская Аравия,
Иордания и Египет, страны Южной Африки и Нигерия также движутся в направлении применения ядерной энергетики для производства электроэнергии и опреснения воды.
Развитие ядерной энергетики вряд ли можно остановить, как невозможно остановить научно-технический прогресс. Она неизбежно будет развиваться до тех пор, пока
не появятся новые, более совершенные и эффективные ис­
точники энергии. Однако для широкого внедрения ядерной
энергетики в следующем тысячелетии необходимо решить
три крупные проблемы:
– создать реакторную установку с достаточным, социально-приемлемым уровнем безопасности, при котором сама возможность серьезного нарушения в работе была бы
практически исключена;
– внедрить такой топливный цикл, при котором максимально эффективно используется природное ядерное сырье
и искусственные делящиеся материалы, образующиеся при
работе ядерных реакторов;
– разработать технологию надежной и безопасной утилизации радиоактивных отходов.
По оценке специалистов, эти проблемы могут быть
успешно решены, более того, в настоящее время они уже
решаются. Только такая социально приемлемая ядерная
энергетика нового поколения сможет обеспечить основные
энергопотребности человечества в XXI в.
Глава 2
Основные положения
теории ядерных реакторов
Основной составляющей ядерной энергетической установки является ядерный реактор - устройство, в котором
осуществляется управляемая цепная ядерная реакция деления, сопровождающаяся выделением энергии. В данной
главе рассмотрим основные процессы взаимодействия нейтронов с ядрами вещества, свойства и условия возникновения цепной реакции деления, физические основы управления этой реакцией.
2.1. Нейтронные реакции
Взаимодействие нейтронов с атомными ядрами. Ней­
трон является электрически нейтральной частицей, при приближении к положительному ядру он не испытывает кулоновского отталкивания. Нейтрону не требуется значительной энергии для проникновения внутрь ядра, поэтому
взаимодействие ядер вещества может происходить с нейтронами, обладающими малой энергией – энергией теплового движения.
При столкновении нейтрона с ядрами происходят в основном следующие реакции:
– упругое рассеяние zA X ( n, n ′ ) zA X ;
– неупругое рассеяние zA X ( n, n ′и g ) zA X ;
– радиационный захват zA X ( n, g ) zA11 Y ;
– испускание заряженных частиц (n, b), (n, p), (n, a) и др.;
– деление zA X ( n, nn, k g ) несколько осколков (n, f ).
30
В зависимости от энергии нейтрона и типа ядра при их
столкновении может быть получен любой из указанных
выше процессов.
Приведем примеры реакций под действием нейтронов,
идущих в ядерных реакторах:
12
12
1
1
1 H + n →1 H + n ′ , 6 C + n → 6 C + n ′ ;
238
238
90
90
92 U + n → 92 U + n ′ + g , 40 Zr + n → 40 Zr + n ′ + g;
90
91
238
239
92 U + n → 92 U + g , 40 Zr + n → 40 Zr + g ,
23
24
113
114
11 Na + n →11 Na + g , 48 Cd + n → 48 Cd + g;
16
16
10
7
5 B + n → 3 Li + a, 8 O + n → 7 N + p;
235
236
*
A1
A2
92 U + n → 92 U → Z1 X + Z 2 Y + n 1n + k1g ,
238
239
*
A3
A4
92 U + n → 92 U → Z 3 X + Z 4 Y + n 2 n + k 2 g ,
где n1, n2 - среднее число вторичных нейтронов; k1, k2 среднее количество g-квантов, испускаемых осколками деления.
При упругом рассеянии выполняется закон сохранения
импульса и закон сохранения механической энергии; кинетическая энергия системы ядро-нейтрон остается постоянной; происходит только перераспределение кинетической
энергии между нейтроном и ядром.
При неупругом рассеянии ядро захватывает нейтрон, переходит в возбужденное состояние, а затем испускает нейтрон с меньшей кинетической энергией и далее излучает
g-квант. В результате неупругого рассеяния энергия системы ядро-нейтрон становится меньше на энергию g-кванта.
Реакция деления происходит при бомбардировке ядер
некоторых тяжелых элементов нейтронами, которые, не обладая даже большой кинетической энергией, вызывают деление этих ядер на два осколка с одновременным освобож­
дением (испусканием) нескольких (обычно 2-3) нейтронов.
31
При бомбардировке ядер урана или других тяжелых элементов нейтронами больших энергий Еn > 10 МэВ, например нейтронами космического излучения, они расщепляются на несколько осколков и освобождаются десятки нейтронов.
Эффективные сечения реакций. Определения. Пусть
на мишень толщиной в 1 ядро и площадью S перпендикулярно падает поток нейтронов.
Плотность потока нейтронов φ определим как количество нейтронов, пересекающих за 1 с площадку площадью
1 м2, расположенную перпендикулярно направлению скорости нейтронов: если плотность нейтронов, т. е. число
нейтронов в 1 м3 потока, равна n, а скорость нейтронов v,
то φ = nv.
Тогда число взаимодействий нейтронов с ядрами за 1 с
равно
(2.1)
C = sN a S ϕ = sN a Snv, 1 / с.
Здесь Na - поверхностная плотность ядер мишени, т. е. число ядер, приходящихся на единицу площади. Коэффициент
пропорциональности s называют микроскопическим сечением реакции; из соотношения (2.1) вытекает физический
смысл s: микроскопическое сечение есть вероятность одному ядру вещества провзаимодействовать с единичным
нейтронным потоком в 1 с. Величина s (м2) представляет
собой площадь поперечного сечения такой области пространства около одного ядра-мишени, при пересечении ко-
32
торой нейтроном всегда возникает ядерная реакция. Следует иметь в виду, что сечение реакции не совпадает с геометрическим сечением ядра, поскольку при взаимодействии
частиц с ядрами проявляются волновые свойства (и частиц,
и нейтронов). За единицу ядерного сечения принят 1 барн:
1 б = 10 –28 м2 = 10 –24 см2.
Теперь рассмотрим объемный случай. Пусть имеется
мишень из однородного вещества, содержащая N ядер в 1 м3.
Пусть в веществе движутся нейтроны с одинаковой скоростью v. Плотность потока нейтронов φ, как и раньше, будем определять как произведение плотности моноэнергетических нейтронов n (нейтр./м3) на скорость их движения
v (м/с): φ = nv (нейтр./м 2 с).
Плотность потока нейтронов - скалярная величина. Количество моноэнергетических нейтронов, пересекающих
произвольную поверхность площадью S за 1 с (т. е. поток
моноэнергетических нейтронов через произвольную поверхность S), равно φS.
Флюенс нейтронов Ф - это число нейтронов всех энергий, пересекающих единичную поверхность за конечный
промежуток времени t:
t∞
Φ (t ) = ∫ ∫ ϕ( E , τ)dEd τ.
(2.2)
00
Взаимодействие нейтрона с ядром мишени не зависит
от направления движения нейтрона, поэтому число взаимодействий нейтронов с ядрами мишени в 1 с в 1 м3 равно
C v = σN v nv = σN v ϕ = Σϕ,
(2.3)
σN v =
Σ
(2.4)
где произведение
называют макроскопическим эффективным сечением ядерной
реакции. Оно показывает вероятность совершения ядерной
33
реакции в 1 м3 данного вещества одним нейтроном, имеющим скорость v, или кинетическую энергию Еn. Микроскопическое сечение s зависит от типа нуклида, участвующего в реакции, энергии бомбардирующих частиц (нейтрона)
и вида реакции.
Полное эффективное сечение взаимодействия нейтрона
с ядром имеет вид
s t = s s + s in + s g + s f + s a + ...,
(2.5)
S t = S s + S in + S g + S f + S a + ...,
(2.6)
где индексы обозначают процессы: s - упругого рассеяния,
in - неупругого рассеяния, g - радиационного захвата, f деления, a - испускания a-частиц.
Зависимость поперечного сечения от энергии нейтронов. Микроскопические сечения различных ядерных
реакций существенно зависят от энергии нейтронов, с ее
уменьшением сечение обычно увеличивается, что связано
с волновыми свойствами нейтрона. В ядерных реакторах
энергия нейтронов изменяется в весьма широком диапазоне от 107 до 10 –3 эВ, т. е. примерно на 9-10 порядков. Для большинства нуклидов зависимость сечения поглощения sа
от Еn в реакторе имеет свои особенности в трех характерных диапазонах энергий (рис. 2.1).
Рис. 2.1. Зависимость полного микроскопического сечения U-238 от Еn
34
Первый диапазон соответствует низким энергиям нейтронов (0,005 < Еn < 0,2 эВ). Нейтроны с энергиями, соответствующими этому диапазону, называют тепловыми.
Здесь энергия нейтронов соизмерима с энергией теплового
движения атомов среды и связана с температурой среды Т
следующим соотношением:
En = kT,
(2.7)
где постоянная Больцмана k = 1,38066∙10 –23 Дж/К. Напомним, что 1 эВ = 1,602∙10 –19 Дж, тогда k = 0,8618∙10 –4 эВ/К.
При комнатной температуре t =20 °С, Т = 293 К наиболее
вероятная кинетическая энергия хаотического теплового
движения нейтронов Еn = 0,0252 эВ, скорость нейтронов
v = 2200 м/с.
В первом диапазоне величина sа изменяется примерно
обратно пропорционально скорости нейтронов
или
s a =s a 0 v 0 / v,
(2.8)
s a =s a 0 (0,025 / E n ) 1/2 ,
(2.9)
где s a 0 - сечение поглощения нейтронов при скорости теплового движения нейтронов.
Уменьшение вероятности поглощения нейтрона ядром
с увеличением скорости нейтрона связана с уменьшением
длины волны нейтрона при увеличении его скорости. Последнее приводит к уменьшению времени взаимодействия
нейтрона с ядром-мишенью и, соответственно, к уменьшению импульса силы притяжения между ними ∫ Fdt.
Второй диапазон соответствует энергиям нейтронов
0,2 эВ < Еn ≤ 0,1 МэВ. Нейтроны, имеющие энергию в этом
диапазоне, называют промежуточными, или замедляющимися. В промежуточном диапазоне выделяют поддиапазоны надтепловых нейтронов с энергиями 0,2 эВ ≤ Еn ≤2,0 эВ
и резонансных нейтронов с энергиями 0,2 эВ ≤ Еn ≤ 103 эВ,
35
в последнем из них наблюдается резкое возрастание вероятности поглощения нейтрона ядром - резонансное поглощение нейтронов.
Третий диапазон энергий нейтронов находится в интервале 0,1 ≤ Еn ≤ 10,0 МэВ. Нейтроны, имеющие энергию, соответствующую этому диапазону, называют быстрыми. Се­
чение поглощения энергий здесь по мере роста энергии нейтронов уменьшается, приближаясь к геометрическому сечению
ядра.
При использовании в ядерных реакторах тех или иных
материалов необходимо знать сечения взаимодействия ядер
этих материалов с нейтронами. В табл. 2.1 приведены микроскопические сечения поглощения, деления и рассеяния
для тепловых нейтронов некоторых элементов, нуклидов
и соединений, применяемых в реакторостроении.
Таблица 2.1. Микроскопические сечения поглощения sа , деления sf
и рассеяния sрасс для тепловых нейтронов [8]
Элемент
А
sа , б
sf , б
sрасс, б
1
1H
1,008
18,016
20,03
4,003
10,82
10,0
12,01
22,99
55,85
91,22
112,4
135,0
0,33
0,664
0,0013
0,007
755,0
3837,0
0,0034
0,515
2,55
0,185
2450,0
2,72∙106
-
38,0
103,0
13,6
0,8
4,0
4,0
4,75
4,0
10,9
6,40
6,0
-
149,0
8,25∙103
-
5,0
232,0
238,03
238,05
7,56
7,59
2,7
0,2∙10 –3
4,19
-
12,5
8,9
8,9
235,0
683±3
582±4
10,0
239,0
1028±8
742±4
9,6
Н 2О
d2О
4
2 He
В
10
5 B
С
Na
Fe
Zr
Cd
135
54 Xe
149
62 Sm
232
90 Th
U ест
238
92 U
235
92 U
239
94 Pu
36
Из таблицы видно, что в конструкторских материалах
крайне нежелательны примеси таких элементов, как бор
и кадмий, которые очень сильно поглощают нейтроны. Поэтому к материалам, которые используются в ядерных реакторах, предъявляются весьма жесткие требования по чистоте и составу.
2.2. Деление тяжелых ядер
Впервые реакцию деления ядер урана, бомбардируемых
нейтронами, наблюдали немецкие ученые О. Ганн и Ф. Шрас­
ман в 1939 г. Природный уран в основном состоит из двух
235
238
изотопов 92
U (0,714 %) и 92
U (99,281 %); имеются также
234
следы 92 U - 0,005%. Приведем два наиболее возможных
канала реакции деления урана-235:
1
235
236
*
144
89
1
0 n + 92 U → 92 U → 56 Ba + 36 Kr + 3 0 n + k g + Q,
1
235
236
*
140
94
1
0 n + 92 U → 92 U → 54 Xe + 38 Sr + 2 0 n + k g + Q. (2.10)
235
Ядра 92
U делятся нейтронами, обладающими любой
кинетической энергией, в том числе тепловыми нейтронами с кинетической энергией, близкой к нулю - это беспороговое деление. Ядра урна-238 делятся только быстрыми
нейтронами с кинетической энергией En > 1 МэВ. Зависи235
238
мость sf для 92
U и 92
U показана на рис. 2.2.
Под действием тепловых нейтронов делятся ядра
233
235
239
235
U-нуклиды). Эти
92 U, 92 U и 94 Pu (четно-нечетные
ну­к лиды называют делящимися. Вещества, в состав которых входят делящиеся нуклиды, называют ядерным топли233
239
U и 94
Pu не встречаются в природе, их
вом. Нуклиды 92
получают искусственным путем в цепочке превращений
γ
β232
233
*
→ 233
→
90 Th + n → 90 Th 
91Th 
23,3 мин
βα
233
233
→ 92 U 
→
91 Pa 
27,4 сут
1,3 ⋅10 5 лет
(2.11)
37
Рис. 2.2. Зависимость сечения деления sf для 235 U (кривая 1)
и 238 U (кривая 2) в зависимости от энергии нейтрона En
γ
β238
239
*
→ 239
→
92 U + n → 92 U 
92 U 
23,5 мин
βα
239
→ 239
→
93 Np 
94 Pu 
235 сут
2,4 ⋅10 4 лет
(2.12)
239
Накопление делящихся нуклидов 233
92 U и 94 Pu обычно
осуществляется в ядерных реакторах и называется процессом воспроизводства ядерного топлива. Воспроизводство
ядерного топлива увеличивает топливную базу ядерной
энергетики, так как количество воспроизводящих нукли232
238
дов 90
Th и 92
U - ядерного сырья для получения делящихся нуклидов на Земле – значительно больше, чем коли235
U.
чество единственного делящегося нуклида 92
Процесс деления ядер. Процесс деления ядер описывается капельной моделью ядра. На рис. 2.3 показаны основ235
ные стадии процесса деления ядра 92
U.
В результате захвата нейтрона ядром урана-235 образу236 *. Через время поется возбужденное составное ядро 92
U
рядка 10 –14 с оно испытывает распад, который может протекать по двум каналам:
38
Рис. 2.3. Схема деления ядер урана-235
– избыточная энергия возбуждения выделяется в виде
γ-излучения, и ядро переходит в основное состояние, т. е.
имеет место реакция радиационного захвата нейтрона, или
236 * делится на 2 осколка (тяже– возбужденное ядро 92
U
лый и легкий), на долю которых приходится ~80 % энергии,
выделяющейся в процессе деления; при этом часть энергии
переходит в энергию возбуждения новых ядер.
Энергия возбуждения каждого из новых ядер существенно больше энергии связи нейтрона в них, поэтому при
переходе в основное энергетическое состояние ядра испускают один или несколько нейтронов, а затем γ-кванты.
Нейтроны и гамма-кванты, испускаемые возбужденными
ядрами, называют мгновенными.
Отношение числа нейтронов к числу протонов в уране-235 составляет N/Z = l,55, a для ядер с А =70–160 это соотношение равно 1,3–1,45. Поэтому даже после испускания
нескольких мгновенных нейтронов ядра продуктов деления остаются перенасыщенными нейтронами. Этот избыток они ликвидируют либо за счет β-распадов, либо испуская нейтроны, которые называют запаздывающими. Различают 6 групп запаздывающих нейтронов, отличающихся
друг от друга временем запаздывания, и более 20 ядер-предшественников (изотопы брома, йода и др.), испускающих
запаздывающие нейтроны.
39
Энергия деления. Осколки деления разлетаются с большой скоростью, двигаясь в веществе, они теряют свою энергию на ионизацию других атомов и молекул окружающей
среды, их кинетическая энергия переходит в энергию теп­
лового движения частиц среды, т. е. идет на ее разогрев.
Энергия β-частиц, γ-квантов и нейтронов также в конечном
счете переходит в теплоту, а энергия антинейтрина уно­
сится за пределы среды, так как антинейтрино практически
не взаимодействует с веществом.
Общее количество энергии, выделяющейся в результате
деления ядра, можно оценить из сравнения полной энергии
связи ядра урана и сумм энергии связи образующихся из
него двух ядер осколков деления. Разность между ними и есть
энергия, выделяющаяся в результате деления; она примерно равна 200 МэВ. Этот результат удовлетворительно подтверждается прямыми калориметрическими измерениями.
Пример распределения энергии деления между осколками
235
деления и различными видами частиц и излучений для 92
U
показан на рис. 2.4; в табл. 2.2 приведено распределение
233
235
239
U, 92
U, 94
Pu.
энергии между продуктами деления ядер 92
Рис. 2.4. Распределение энергии между продуктами деления
ядра урана-235
40
Продукты
деления. Процесс деления ядер
нейтронами не протекает по какой-то
одной строгой схеме. Это процесс вероятностный, так как
имеется около 30 различных путей протекания реакции каналов деления, каждый из которых характеризуется образовавшимися осколками деления. Эти каналы реализуются
статистически.
233
235
239
92 U, 92 U, 94 Pu
Таблица 2.2. Баланс энергии, выделяющейся при делении
233
235
239
92 U, 92 U, 94 Pu тепловыми нейтронами
Продукты деления
Легкий осколок
Тяжелый осколок
Мгновенные нейтроны
Мгновенные γ-кванты
β – -частицы
γ-кванты продуктов деления
Антинейтрино
Полная энергия, МэВ
233
92 U
235
92 U
239
94 Pu
99,9
67,9
5,0
7,0
8,0
4,2
11,0
203
99,8
68,4
4,8
7,5
7,8
6,8
11,0
206
101,8
73,2
5,8
7,0
8,0
6,2
11,0
213
На рис. 2.5 приведены кривые выхода продуктов деления ядер тепловыми и быстрыми нейтронами с энергией
Еn = 14 МэВ. Аналогичные кривые получаются для ядер
233
239
92 U и 94 Pu. Из рис. 2.5 видно, что осколки деления образуются в диапазоне массовых чисел А = 70-160 а.е.м.
и в большинстве случаев разделяются на легкие (А = 80-110)
и тяжелые (А = 125-155) осколки. Наиболее вероятный выход, примерно в 6 случаях из 100, имеют осколки с соотношением масс 2:3. Легкие и тяжелые осколки образуются
в 99 % случаев деления ядер тепловыми нейтронами.
235
U и последовательных цепочек
В результате деления 92
b-распадов осколков деления образуется более 200 различных радиоактивных нуклидов.
Мгновенные и запаздывающие нейтроны. Деление
на быстрых и медленных нейтронах. В процессе деления
испускаются мгновенные и запаздывающие нейтроны, доля которых равна 99,35 и 0,65 % соответственно. Энергия
41
Рис. 2.5. Выход осколков на одно деление ядра урана-235 тепловыми
(сплошная линия) и быстрыми (пунктирная линия) нейтронами
большинства мгновенных нейтронов при делении тепловыми нейтронами находится в диапазоне 0,1-10 МэВ. Распределение мгновенных нейтронов по энергиям (спектр нейтронов деления) изображено на рис. 2.6, где n(Е) - плотность
вероятности распределения нейтронов по энергиям. Зависимость n(Е) хорошо описывается полуэмпирической зависимостью Уатта:
n( E ) ≈ 0, 484 ⋅ Sh 2 E ⋅ e - E ,
(2.13)
где Е – энергия нейтронов (МэВ).
Тип делящегося нуклида и энергия нейтронов, вызывающих деление, слабо влияют на спектр нейтронов деления.
Наиболее вероятное значение энергии нейтронов деления
соответствует 0,72 МэВ, а их средняя энергия вычисляется
по формуле:
∞
E ∫ n( E ) EdE
=
= (1,94 ± 0,5) МэВ.
42
0
(2.14)
235
Рис. 2.6. Спектр нейтронов деления 92
U
Нейтроны деления участвуют в процессе деления. Однако сечение деления, т. е. вероятность деления для ядер
235
92 U нейтронами с энергией около 2 МэВ, невелико и составляет всего 1,5-2,0 б. При уменьшении энергии нейтронов с 2 МэВ до 0,025 эВ сечение деления делящихся нуклидов возрастает до 500-700 б. Отсюда следует, что, снижая
энергию мгновенных нейтронов до тепловых энергий, т. е.
замедляя нейтроны, можно повысить вероятность реакции
деления в сотни раз.
Среднее число вторичных нейтронов, освобождающихся в результате одного деления, обозначают ν. Однако не всякое поглощение нейтронов делящимися нуклидами приводит к делению, существует так называемый радиационный
235
U эту реакцию
захват с испусканием g-квантов. Для 92
можно описать уравнением
235
236
92 U + n → 92 U + g.
(2.15)
236
U достаточно стабилен, его Т1/2 = 2,39∙107 лет.
Нуклид 92
Среднее число вторичных нейтронов, приходящихся на
каждый поглощенный первичный нейтрон, равно
h= n
sf
sf
=n
,
s f + sg
sa
(2.16)
43
где s a = s f + s g – сечение поглощения σa – равно сумме
сечений деления σf и радиационного захвата σγ.
Параметры n, h, s a , s f являются важными характеристиками ядерного топлива. Они зависят от природы делящегося нуклида и кинетической энергии бомбардирующих
нейтронов Еn. В табл. 2.3 приводятся значения этих параметров при делении тепловыми и быстрыми нейтронами с энер233
235
238
239
U, 92
U, 92
U, 94
Pu,
гией Еn = 1,8 МэВ для ядер нуклидов 92
а также природного урана.
Таблица 2.3. Средние значения n и h при делении
различных нуклидов тепловыми и быстрыми нейтронами
Нуклид
nт
nб
hт
hб
U
U
238
U
239
Pu
Природный уран
2,48
2,42
2,88
-
2,71
2,65
2,59
3,19
2,59
2,28
2,07
2,11
1,34
2,6
2,5
2,39
3,10
2,39
233
235
2.3. 3амедление нейтронов в веществе
Общий закон ослабления потока нейтронов. Нейтроны, проходя через вещество, взаимодействуют с ядрами.
Пусть на поверхность мишени падает параллельный пучок
нейтронов интенсивностью I0 нейтр./см2. Нейтроны, провзаимодействовавшие с ядрами, выбывают из пучка. На глубине х поток нейтронов ослабляется до значения Iх. Количество провзаимодействовавших нейтронов с ядрами, т. е. их
убыль, в элементарном объеме площадью 1 см2 и толщиной
dx обозначим dI. Если N - количество ядер в единице объ­
ема, а s - эффективное сечение взаимодействия, тогда очеdI
видно, что dI = -sINdx или
= -sNdx.
I
Интегрирование последнего выражения позволяет получить соотношение, раскрывающее зависимость ослабления потока нейтронов от толщины мишени:
I x = I 0e -sNx ,
44
или
I x = I 0e -Sx ,
(2.17)
где S = sN - макроскопическое эффективное сечение взаимодействия.
Таким образом, при прохождении через вещество поток нейтронов убывает экспоненциально с увеличением
толщины слоя х. Скорость убывания зависит от ядерной
концентрации вещества N и сечения взаимодействия нейтрона с ядром s.
Замедление нейтронов, механизм упругого и неупругого рассеяния. Изменение энергии нейтронов при заI
медлении. Соотношение x = e -Sx определяет для нейтроI0
на вероятность прохождения без рассеяния расстояние х.
Учитывая, что sNdx =
Sdx есть вероятность взаимодействия в слое dx, можно найти средний путь нейтрона до его
взаимодействия с ядром:
∞
=
l
∫ xe
-Sx
0
=
∞
-Sx
∫e
1
.
S
(2.18)
0
Величину λ называют средней длиной свободного пробега нейтрона для данной ядерной реакции. Значение λ различно для разных сред, т. е. λ есть функция энергии нейтрона, поскольку зависит от энергии и типа ядра. Различа1
ют длину свободного пробега рассеяния l s = , деления
1
Ss
l f = и т. д.
Sf
Длину свободного пробега относительно поглощения
иногда называют длиной релаксации нейтрона в данной сре1
I
де. Подставляя X =l a = в выражение x = e -Sx , полуSa
I0
I
чим x = e, т. е. длина релаксации есть расстояние, на коI0
тором первоначальное число нейтронов вследствие реакции
поглощения уменьшается в е раз.
45
В результате делений испускаются быстрые нейтроны.
Дальнейшая их жизнь зависит от состава и размеров среды.
В результате упругих и неупругих столкновений с ядрами
быстрые нейтроны не только удаляются от места своего
рождения, но и замедляются.
При упругом рассеянии кинетическая энергия и импульс системы нейтрон–ядро одинаковы до и после соударения. Упругое рассеяние наблюдается, в частности, при
замедлении нейтронов легкими ядрами. При неупругом
рассеянии импульс системы сохраняется, а кинетическая
энергия нейтронов уменьшается и ее часть переходит во
внутреннюю энергию ядра-мишени, в результате чего ядро
переходит в возбужденное состояние. Это возбуждение
снимается затем испусканием γ-излучения, а ядро возвращается в основное невозбужденное состояние.
Возможность неупругого соударения нейтрона с ядром
зависит от энергии нейтрона. Если она ниже определенного
уровня, называемого пороговым, то неупругое рассеяние
становится невозможным. Неупругое рассеяние характерно
для замедления нейтронов тяжелыми ядрами. Если начальная энергия нейтрона велика (несколько мегаэлектронвольт)
и первые соударения произошли с тяжелыми ядрами, то
в результате одного-двух неупругих соударений нейтрон
пе­реходит в такой энергетический интервал, где неупругое
рассеяние невозможно.
Так как в ядерных реакторах в качестве замедлителей
применяются легкие элементы, то процесс замедления быс­
трых нейтронов происходит в основном в результате упругого рассеяния.
Рассмотрим задачу об изменении энергии нейтрона в результате упругого рассеивающего соударения. Предположим, что кинетическая энергия ядра намного меньше кинетической энергии нейтрона, поэтому ядро до столкновения
можно считать неподвижным. Пусть нейтрон с массой, которую считаем равной единице, движется со скоростью v1
по направлению к покоящемуся ядру массой А. После
46
столкновения с ядром нейтрон отклонится от первоначального направления на некоторый угол θ и будет иметь новую
скорость v2.
Используя условие сохранения кинетической энергии
и импульса системы нейтрон–ядро, можно получить выражение для отношения кинетической энергии после соударения Е2 к кинетической энергии до соударения E1:
E 2 v 22 A 2 + 2 A cos q + 1
= =
.
E1 v12
( A + 1) 2
(2.19)
Из выражения следует, что потеря энергии нейтрона
при рассеивающем соударении является функцией угла
рассеяния и массового числа рассеивающего ядра.
При q = 0, т. е. при скользящем соударении, потери
энергии нет, и отношение энергий до и после соударения
равно единице E2/E1 = 1.
Наибольшая потеря энергии происходит при лобовом
соударении, когда q = p. При этом
2
E 2 v 22  A - 1 
4
8 12
=
=
 = a, a = 1 - + 2 - 3 . (2.20)
E1 v12  A + 1 
A A
A
Из приведенных формул следует, что с уменьшением
массового числа А рассеивающего ядра отношение E2/E1
уменьшается, а потеря энергии соответственно возрастает.
При лобовом соударении с ядром водорода (А = 1) отношение E2/E1 = 0, т. е. нейтрон полностью теряет кинетическую энергию, которая передается рассеивающему ядру.
В то же время при соударении с более тяжелыми ядрами потеря энергии уменьшается. Так, для углерода (А = 12)
отношение E2/E1 = 0,716, т. е. кинетическая энергия нейтрона при лобовом соударении уменьшается на 28,4 %. При лобовом соударении с ядром урана-238 (А = 238) указанное
отношение энергий составляет 0,98, т. е. нейтрон практически почти не изменяет своей энергии. Таким образом, с увеличением А замедление нейтронов ухудшается.
47
Средняя логарифмическая потеря энергии при одном столкновении (средний логарифмический декремент энергии). Кроме лобовых столкновений нейтроны испытывают и скользящие, в которых потери энергии меньше
максимальных. Важно знать величину потери энергии нейтрона, осредненную по многим его столкновениям с атомными ядрами данного сорта. С этой целью вводится понятие
среднелогарифмической потери энергии на одно столкновение, или среднего логарифмического декремента энергии,
под которым понимается усредненное по всем столкновениям уменьшение натурального логарифма энергии нейтрона:
x = ln E1 - ln E 2 = ln
E1
E
= -ln 2 .
E2
E1
(2.21)
При столкновении под некоторым углом q
x q =- ln
A 2 + 2 A cos q + 1
( A + 1) 2
.
(2.22)
Средний логарифмический декремент можно рассчитать
путем осреднения ξθ с учетом вероятности рассеяния нейтрона в различных направлениях. Экспериментально установлено, что упругое рассеяние нейтронов сферически изо­
тропно, т. е. вероятность рассеяния одинакова для всех углов.
С учетом изотропности и осреднения для ядер с А > 10
применяется приближенное соотношение
x=
2
.
A+ 2 / 3
(2.23)
Из формулы следует, что среднелогарифмическая потеря энергии нейтронов на одно столкновение не зависит от
начальной энергии нейтрона и является лишь функцией
массового числа ядер замедлителя, следовательно, среднее
значение Е2/Е1 также зависит только от массового числа ядер
замедлителя. Это означает, что при столкновениях с ядрами
48
данного сорта нейтрон теряет в среднем одну и ту же долю
своей первоначальной энергии независимо от того, при какой начальной энергии нейтрона произошло соударение, и эта
доля уменьшается с возрастанием массового числа ядра.
С точки зрения средней потери энергии на одно столкновение выгодны более легкие замедлители.
Величина x дает возможность вычислить среднее число
столкновений, которое необходимо совершить нейтрону для
уменьшения его энергии от 2∙106 эВ до тепловой 0,025 эВ.
Среднее число столкновений вычисляется по формуле
2 ⋅ 10 6
ln
ln E f - ln E t
0,025 18,2
=
= =
.
C
ln E1 - ln E 2
x
x
(2.24)
С увеличением x возрастает потеря энергии нейтрона,
приходящаяся на одно столкновение, а следовательно, уменьшается среднее число столкновений С, необходимых для
снижения энергии нейтрона. Поэтому среднее число столк­
новений С возрастает с увеличением массового числа замедлителя. Так, для замедления быстрого нейтрона до тепловой энергии в обычной воде требуется в среднем 19 со­
ударений, а в графите - 114.
Замедляющая способность. Чем меньше среднее число
столкновений С, тем более эффективным является замедлитель. Однако малое С и большое x не могут достаточно
полно характеризовать замедляющие свойства материалов
и не представляют особой ценности, если, кроме того, не будет велика вероятность рассеивающего столкновения нейтрона с ядрами данного замедлителя. Эта вероятность, как
известно, зависит от макроскопического сечения рассеяния
∑ s = rs s , поэтому в качестве более подходящей характеристики замедляющих свойств вводится произведение ξΣ s,
называемое замедляющей способностью.
Замедляющая способность наилучшим образом характеризует замедляющую эффективность веществ, так как
49
она определяется не только средней потерей энергии при
одном столкновении, но и вероятностью того, что соударение произойдет.
Коэффициент замедления. Однако и замедляющая способность не может служить единственным показателем для
определения пригодности того или иного вещества для применения в качестве замедлителя. При выборе замедлителя
приходится учитывать дополнительное важное требование,
чтобы он по возможности меньше поглощал нейтроны. Поэтому наряду с замедляющей способностью для оценки качества замедлителя используется коэффициент замедления –
отношение замедляющей способности к макроскопическому сечению поглощения:
Kз =
x∑s
.
∑a
(2.25)
Ниже приведены характеристики замедляющих свойств
важнейших замедлителей и, для сравнения, некоторых других веществ (табл. 2.4).
Таблица 2.4. Характеристики основных замедлителей
и некоторых других веществ
Вещество
x
С
ξΣ s, см –1
Kз
t, см 2
r, г/см3
Вода
Тяжелая вода
Бериллий
Оксид бериллия
Дефинил
Графит
Гелий
Литий
Бор
0,948
0,570
0,209
0,173
0,892
0,158
0,425
0,268
0,171
19
32
87
105
20
114
43
67
105
1,35
0,177
0,153
0,129
1,5
0,062
1,6∙10 –5
0,0172
0,0875
61
5370
124
176
118
238
80
→0
→0
26,9
118,0
90,0
95,0
–
297
–
–
–
1,0
1,10
1,85
2,96
–
1,6
–
–
–
Из табл. 2.4 следует, что такой элемент, как литий, имеющий достаточно высокое значение ξΣs, совершенно не пригоден в качестве замедлителя ввиду того, что обладает боль50
шим сечением поглощения тепловых нейтронов, и поэтому
имеет ничтожно малый коэффициент замедления. Вообще
любое вещество, обладающее большой поглощающей способностью, оказывается совершенно бесполезным в качестве замедлителя независимо от величины ξΣ s.
С другой стороны, вещества, обладающие высокими
значениями Kз, но малой замедляющей способностью, также
не могут быть использованы как замедлители. К их числу
относится, например, гелий. По величине Kз он превосходит воду, однако его замедляющая способность очень мала.
Для замедлителей ядерных реакторов пригодны только
такие вещества, которые одновременно обладают высокими
значениями замедляющей способности ξΣ s и коэффициента
замедления Kз. Это существенно сужает круг материалов,
применяемых в качестве замедлителей. Ими являются обычная вода, тяжелая вода, гидриды металлов, графит, бериллий, оксид бериллия, и некоторые органические жидкости.
Из табл. 2.4 также видно, что наилучшим замедлителем
является тяжелая вода, обладающая достаточно высокой замедляющей способностью и самым большим значением коэффициента замедления
(K
) превышающим
D 2О
= 5370 ,
з
почти в 90 раз значение Kз для обычной воды. Это преимущество обеспечивается исключительно низкой поглощающей способностью D2О в отношении тепловых нейтронов
(∑
D 2O
=
a
)
3,05 ⋅ 10 −5 см . Тяжелая вода является единственным замедлителем для гомогенных реакторов на природном уране.
Обычная вода является весьма эффективным замедлителем и по величине ξΣ s превосходит все другие замедлители. Однако качество водного замедлителя несколько ухудшается из-за повышенного захвата тепловых нейтронов в водороде, поэтому по величине Kз обычная вода находится на
последнем месте среди замедлителей.
При выборе замедлителей, кроме технологических
соображений, принимаются во внимание экономические
51
и габаритные показатели установки. Когда важнейшим является требование минимальных размеров активной зоны,
предпочтение отдается обычной воде, обладающей наибольшей замедляющей способностью. Если на первый план
выдвигается экономичность установки, применяют замедлители с высокими значениями коэффициента замедления.
Транспортная длина свободного пробега. При движении в веществе нейтроны в результате столкновения с атомными ядрами отклоняются от своего первоначального направления на различные углы. Экспериментальные исследования показывают, что в лабораторной системе координат
нейтроны рассеиваются с большей вероятностью на малые
углы, т. е. нейтроны имеют тенденцию к преимуществен­
ному рассеянию в направлении своего первоначального
движения.
Анизотропия рассеяния приводит к тому, что среднее
удаление нейтрона от начальной точки после столкновения
больше длины свободного пробега l = 1/S между двумя последовательными столкновениями. В связи с этим наряду
с l вводится так называемая транспортная длина свободного пробега ltr:
λ=
tr
λs
λs
=
,
1 - cosY 1 - μ
(2.26)
где Y - средний угол рассеяния.
Аналогично Σ s вводится и величина транспортного сечения. В общем случае, когда среда может поглощать нейтроны,
=
∑ tr ∑ a + ∑ s (1 - µ).
(2.27)
Как показали исследования сред, состоящих из ядер
с большими массовыми числами, µ  1 и S tr ≈ S s , а поправка на анизотропию несущественна. Эта поправка важна для сред, в состав которых входят легкие элементы - водород, бериллий, углерод и т. д.
52
2.4. Диффузия нейтронов
Определение. Под диффузией нейтронов понимается
процесс перемещения нейтронов данной энергии из области
с большей плотностью нейтронов в область с их меньшей
плотностью. Диффузия нейтронов сопровождается их поглощением, утечкой и генерацией новых нейтронов. Нейтроны диффундируют через вещество, многократно рассеиваясь на атомных ядрах. По мере движения в среде они
проходят сложный ломаный путь типа броуновской траектории, состоящей из прямолинейных отрезков различной
длины, которые соединяют места отдельных столкновений.
Траектории движения нейтронов обрываются там, где нейтроны либо поглощаются, либо выходят за пределы рассматриваемого объема.
Механизм проникновения нейтронов сквозь вещество
сходен с процессами диффузии в газах. Диффузия – это обу­
словленное тепловым движением перемещение молекул
в направлении убывания их концентрации. Она приводит
к выравниванию концентрации диффундирующего вещества
и равномерному заполнению им объема. Если бы диффузия
в газах определялась только скоростью теплового движения молекул, то она протекала бы почти мгновенно, так как
эта скорость составляет сотни метров в секунду. Между
тем время распространения какого-либо газа в другом имеет вполне конечное значение. Эго происходит потому, что
молекулы газа перемещаются из одной точки в другую непрямолинейно: в результате столкновения с другими молекулами они совершают зигзагообразный путь, несравненно
более длинный, чем расстояние между обеими точками.
По­этому скорость диффузии в газах определяется как скоростью теплового движения молекул, так и длиной их свободного пробега, т. е. средней длиной тех прямолинейных
отрезков пути, которые проходят молекулы газа между очередными столкновениями.
Закон Фика. Количественная теория диффузии была
развита А. Фиком. Закон Фика определяет количество
53
вещества, диффундирующего в направлении убывания концентрации. Если градиент концентрации r вдоль направле∂r
, то в соответствии с указанным законом
ния х равен
∂x
для массы вещества, диффундирующего в единицу времени через единичную площадку, перпендикулярную этому
направлению, можно записать:
M x = - D0
∂r
,
∂x
(2.28)
где D0 - коэффициент диффузии, численно измеряемый массой вещества, диффундирующего через единичную площадку в единицу времени при градиенте концентрации,
равной единице.
Поскольку между процессом распространения нейтронов и диффузией в газах имеется определенное сходство, то
это приводит к тому, что диффузия моноэнергетических
нейтронов также может быть описана законом Фика, который определяет результирующее число нейтронов I, проходящих за единицу времени через единичную площадку,
нормальную к направлению потока.
Баланс нейтронов в системе. Уравнение диффузии.
Рассмотрим единичный объем в среде, в которой происходит поглощение, утечка и генерация нейтронов, т. е. деление ядер с высвобождением энергии и рождением n дополнительных нейтронов.
Тогда изменение числа нейтронов за 1 с в единичном
объеме будет dn/dt = образование - поглощение - утечка:
dn
= S ( x, y, z ) - ∑ a ϕ( x, y, z ) -  - D∇ 2 ϕ( x, y, z ) 


dt
или
dn
= S ( x, y, z ) - ∑ a ϕ( x, y, z ) + D∇ 2 ϕ( x, y, z ), (2.29)
dt
где S(x,y,z) - источник нейтронов, т. е. число нейтронов, образующихся в единичном объеме за 1 с; ∑ a ϕ( x, y , z ) - число
54
нейтронов, поглощаемых в единичном объеме за 1 с;
- D∇ 2ϕ( x, y , z ) - утечка нейтронов из единичного объема
за 1 с. Уравнения (2.29) выражают важнейший закон сохранения или баланса нейтронов.
Если система такова, что нейтронный поток не изменяется во времени, то dn/dt = 0, и такое состояние называется
стационарным. Для стационарного состояния
S ( x, y , z ) =∑ a ϕ( x, y , z ) - D∇ 2ϕ( x, y , z ).
(2.30)
Это уравнение называется уравнением диффузии моно­
энергетических нейтронов. Решив его, можно найти распределение потока нейтронов в среде. Решение уравнения
зависит от двух произвольных функций, которые находят
при соответствующих граничных условиях. Чаще всего для
нахождения распределения нейтронного потока используются следующие граничные условия:
– в среде, где применимо уравнение диффузии, поток
нейтронов всюду положителен и конечен;
– на границе раздела двух сред нормальные составляющие плотностей потока нейтронов, а также сами нейтронные потоки, равны;
– вблизи границы среды и пустоты (вакуума) нейтронный поток изменяется таким образом, что линейная экстраполяция приводит к обращению его в нуль на определенном (экстраполированном) расстоянии от границы.
Процессы замедления и диффузии схематично изображены на рис. 2.7.
В теории ядерных реакторов для характеристики замедлителей вводятся следующие понятия:
- квадрата длины замедления, или возраста тепловых
нейтронов, равного 1/6 среднего расстояния по прямой
от точки А рождения нейтрона до точки В, где он стал тепловым:
2
=
t L=
зам
1 2
rзам ;
6
(2.31)
55
Рис. 2.7. Схема протекания процессов замедления и диффузии нейтронов
в однородной среде и характер изменения энергии нейтрона
в этих процессах
- длины диффузии, равной 1/6 среднего расстояния по прямой от точки В, где нейтрон стал тепловым, до точки С, где
он был поглощен:
2
L = 1 / 6rзам
;
(2.32)
- длины миграции М, равной 1/6 среднего расстояния по
прямой, на которое смещается нейтрон от момента рождения до момента поглощения, т. е. за время l своего существования:
t + L2 ;
(2.33)
=
l t зам + t диф .
(2.34)
M=
Параметры t, L и М зависят от замедляющих, поглощающих и диффузионных характеристик среды. Они существенным образом влияют на пространственное и энерге56
тическое распределение и потоки нейтронов в среде, утечку
нейтронов из среды конечных размеров, т. е. на основные
нейтронно-физические характеристики ядерных реакторов.
2.5. Цепная реакция деления
Ядерные реакторы. Определение. Как уже отмечалось
выше, при делении ядер образуется несколько свободных
нейтронов, которые могут вызвать последующие деления
новых ядер с испусканием новых свободных нейтронов.
Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих
делениях падает, цепная ядерная реакция затухает.
Устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления урана или плутония с выделением энергии и осуществляется отвод тепла, называется ядерным реактором.
Главным элементом ядерного реактора, в котором размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления, является активная зона.
Условия протекания самоподдерживающегося цепного процесса деления. Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной размножающей среде (формула четырех сомножителей). Цепная ядерная реакция может
осуществляться только при определенном количестве деля233
235
239
U, 92
U, 94
Pu, которые
щихся ядер. Это ядра изотопов 92
делятся под действием нейтронов любой энергии. Из них
235
233
239
U существует в природе, а 92
U и 94
Pu получатолько 92
ются искусственным путем при поглощении нейтронов
232
238
Th и 92
U (см. формулы (2.11), (2.12)).
изотопами 90
Пусть активная зона бесконечных размеров реактора
на тепловых нейтронах состоит из слабопоглощающего
ядерного топлива, замедлителя, теплоносителя, конструкционных материалов, регулирующих стержней. Рассмотрим
нейтронный цикл в реакторе, где топливом служит уран.
57
Допустим, что в некоторый момент времени в активной зоне в результате деления образовалось N быстрых нейтронов назовем их нейтронами k-го поколения.
Для описания дальнейшей их судьбы воспользуемся схемой (рис. 2.8), где в прямоугольниках вписаны процессы,
а в овалах - число нейтронов, участвующих в них. Энергия
235
появляющихся в результате деления 92
U нейтронов выше
238
порога деления ядер 92 U, поэтому в процессе поглощения
238
они могут вызвать деление ядер 92
U, в результате чего
число нейтронов несколько увеличивается. Это увеличение
учитывается коэффициентом размножения на быстрых
ней­тронах e, который показывает, во сколько раз возрастает число нейтронов деления из-за дополнительного деления
238
92 U быстрыми нейтронами. Значение e зависит от состава
и геометрии активной зоны. Обычно e = 1,02-1,03. В результате этого процесса общее число нейтронов в активной
зоне будет равно Ne.
Быстрые нейтроны, претерпевая неупругие рассеяния
238
на ядрах 92
U и упругие рассеяния на ядрах замедлителя,
теряют свою энергию, замедляются и диффундируют в объ­
еме активной зоны. В процессе замедления возможна реакция поглощения нейтронов, которое особенно заметно в резонансной области энергий. Это приводит к тому, что не все
быстрые нейтроны Ne станут тепловыми. Учесть данное
обстоятельство можно с помощью коэффициента φ - вероятности избежать резонансного захвата, определяемого
как отношение числа быстрых нейтронов, избежавших резонансного поглощения в процессе замедления, к полному
числу быстрых нейтронов. Тогда число нейтронов, которые
замедлились до тепловой энергии, окажется равным Neφ.
Часть тепловых нейтронов может поглотиться в замедлителе, а часть – в ядерном горючем. Вероятность того, что
тепловой нейтрон поглотится в уране, а не в других веществах, определяется коэффициентом использования тепловых нейтронов q, который равен отношению числа нейтронов, поглощенных в уране, к общему числу тепловых ней58
Рис. 2.8. Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе
тронов, поглощенных материалами активной зоны. Общее
число тепловых нейтронов, поглощенных в уране, равно Neφq.
235
U под действием теплового нейДеление одного ядра 92
трона приводит к появлению η новых нейтронов. Следо­
59
вательно, общее число новых быстрых нейтронов равно
Neφqη - это нейтроны (k+1)-го поколения.
Для характеристики цепной реакции деления используется величина k, называемая коэффициентом размножения.
Это отношение числа нейтронов определенного (k+1)-го поколения к числу нейтронов предыдущего k-го поколения.
Тогда, по определению, коэффициент размножения для бесконечной среды
k ∞ = heϕq.
(2.35)
Эту формулу называют также формулой четырех со­
множителей.
Для стационарной размножающей системы должно выполняться условие критичности k = 1. Очевидно, что коэффициенты, входящие в соотношение (2.35), зависят от состава и структуры размножающей среды. Величины η и e
определяются особенностями делящихся изотопов, а φ и q
зависят от соотношения замедлителя и топлива. Увеличение концентрации замедлителя приводит к уменьшению
коэффициента использования тепловых нейтронов q и увеличению вероятности избежать резонансного захвата φ.
При возрастании концентрации ядерного горючего уменьшается φ и увеличивается q. Очевидно, для каждого типа
ядерного горючего и замедлителя имеется оптимальное отношение ядер замедлителя и топлива.
Уравнение критичности для гомогенного реактора
без отражателя. Гомогенным реактором называют реактор, в котором используется однородная смесь топлива, замедлителя и теплоносителя в виде растворов, взвеси или
расплавов.
Для критического состояния системы dn/dt = 0, и уравнение баланса (2.30) для стационарного случая можно записать так:


D∇ 2ϕ( r, t ) - ∑ a ϕ( r, t ) + S =
0.
(2.36)
60
Быстрые нейтроны рождаются в процессе деления. Процесс их замедления описывается так называемой теорией
возраста. Замедлившиеся быстрые нейтроны и ставшие
тепловыми диффундируют в объеме активной зоны. Математическое описание этих процессов и представление Ф(r,t)
в виде произведения двух функций, одна из которых зависит от координат, а другая от времени, приводит к уравнениям диффузии и возраста
2
k ∞e - B t
=
∇ ϕ + B ϕ 0,=
1.
1 + L2 B 2
2
2
(2.37)
Материальный и геометрический параметры. Параметр В2, входящий в оба уравнения (2.37), должен удовле­
творять одновременно каждому из них, т. е. он определяется их совместным решением.
Так как нейтронный поток является функцией только
координат, то параметр В2, определенный из волнового
уравнения, зависит лишь от формы и размеров активной
зоны. Волновому уравнению удовлетворяет бесконечно
большое число значений В2, называемых собственными
значениями волнового уравнения. Наименьшее собственное
значение волнового уравнения именуется геометрическим
параметром и обозначается Bг2 .
Параметр В2, найденный из другого уравнения, зависит
лишь от свойств размножающей среды, поэтому он называется материальным параметром и обозначается Bм2 . Поскольку оба новых уравнения должны рассматриваться совместно, то для критического реактора Bг2 = Bм2 .
Уравнение критичности. Эффективный коэффициент размножения. В бесконечной гомогенной среде утечки
нет, и условие критичности состоит в равенстве k∞ = 1.
2
k e -B t
Уравнение ∞ 2 2 = 1, полученное из уравнения диффузии
1+ L B
и замедления нейтронов, отличается от этого условия наличием двух сомножителей
61
1
2
-B t
=
Pз e=
, Pд
.
(2.38)
1 + L2 B 2
Первый сомножитель определяет вероятность избежать
утечки в процессе замедления быстрых нейтронов, второй вероятность избежать утечки в процессе диффузии тепловых нейтронов. Следовательно, полная вероятность того, что
нейтрон избежит утечки из активной зоны в процессе замедления и диффузии, равна
2
=
P P=
з Pд
e -B t
1 + L2 B 2
2
.
k e -B t
Следовательно, k эфф = ∞ 2 2 для гомогенного реак1+ L B
тора конечных размеров. На основании этого соотношения
для реактора на тепловых нейтронах с известным геометрическим параметром можно решить следующие задачи:
– определить kэфф при известном составе и заданных
размерах;
– при заданных размерах реактора определить его состав;
– найти критические размеры реактора при известном
составе его активной зоны.
Распределение нейтронного потока и геометрический
параметр для реакторов различной формы. Распределение
нейтронного потока по активной зоне ядерного реактора можно найти из решения волнового уравнения ∇ 2ϕ + B 2ϕ = 0.
Граничным условием является равенство нулю потока теп­
ловых нейтронов на экстраполированной границе реактора.
Для реакторов разных геометрических форм характерны
различные геометрические параметры и пространственное
распределение нейтронов.
1. Для реактора сферической формы решение волнового
уравнения приводит к следующему выражению:
pr
sin
Rэ
(2.39)
ϕ( r ) =
A
,
r
62
где А - постоянная, r - радиус-вектор сферической системы
координат, Rэ = R + d, R - радиус сферического реактора,
d – экстраполированная длина.
Геометрический параметр сферического реактора без
отражателя имеет вид
 p 
Bг2 = 

 Rэ 
2
(2.40)
.
2. Для активной зоны в форме параллелепипеда со сторонами а, b, с
px
py
pz
ϕ( x , y , z ) =
A cos cos cos ;
aэ
bэ
cэ
 p
Bг2 =  
 aэ 
2
2
2
 p  p
+  +  ,
 bэ   c э 
(2.41)
(2.42)
где аэ = а + 2d; bэ = b + 2d; сэ = с + 2d.
3. Для цилиндрического реактора высотой Н и радиусом основания R
ϕ( r , z ) =
A cos
=
Bг2
pz  2,405z 
I0
;
H э  R э 
2
(2.43)
2
 p   2, 405 
 H  + R  ,
э 
 э 
(2.44)
где Н = Н + 2d; R = R + d; I 0 - функция Бесселя нулевого порядка первого рода; 2,405 - первый корень I 0.
Подчеркнем, что распределения нейтронного потока в ре­
акторах различной формы, описываемые соотношениями
(2.39), (2.41) и (2.43), справедливы, строго говоря, только
для гомогенных реакторов. Для конкретного гетерогенного
реактора на распределение нейтронного потока будет влиять также расположение элементов активной зоны и отражателя.
63
Критические размеры и критическая масса. Приведенные выражения для геометрических параметров и условие критичности для нахождения материального параметра
B м2 (состава активной зоны) позволяют определить оптимальные размеры реактора с точки зрения минимальной
критической массы. Оптимальные (минимальные) размеры
реактора, обеспечивающие цепную ядерную реакцию деления, назовем критическими. В качестве примера рассмотрим цилиндрический реактор радиусом R и высотой Н.
Будем считать dэ = 0. Объем такого реактора V ц = pR 2 H .
Найдем, при каких соотношениях R и H, заданном Bг2 ,
объем Vц будет наименьшим. Из Bг2 находим
2, 405
R=
p
Bг2 -  
H
тогда
Vц =
2
p(2, 405) 2 H 3
Bг2 H 2 - p 2
,
.
Оптимальное значение высоты Нц, обеспечивающее минимальный объем реактора, найдем из равенства dV/dH = 0;
после подстановки в равенство получим выражение для Нц
Hц =
p 3
,
Bг
тогда
Rц =
2, 405 3
.
2 ⋅ Bг
Из этих выражений можно получить оптимальное соотношение между высотой и радиусом цилиндрического реактора Rц = 0,54 Нц или Нц = 0,94 Dц.
64
Минимальный объем реактора с оптимальными значениями радиуса и высоты равен
Vц min =
148, 2
.
Bг3 ц
Аналогично можно получить критические объемы для
130
сферического реактора Vсф = 3 и реактора в виде паралB г сф
161
лелепипеда Vсф = 3 .
B г пар
Из выражений видно, что при одном и том же составе
активной зоны, т. е. при постоянном значении B м2 , наименьший критический объем имеет сферический реактор, так
как при заданном объеме сфера обладает минимальной поверхностью. После сферы следует цилиндр. Самой невыгодной формой реактора является параллелепипед. По конструктивному оформлению наиболее удобной является цилиндрическая форма активной зоны, которая и наиболее
распространена.
Утечка нейтронов через поверхность активной зоны снижает плотность нейтронов во внешних частях реактора, что
приводит к неравномерности распределения нейтронного
потока. Поток тепловых нейтронов в реакторе без отражателя максимальное значение имеет в геометрическом центре активной зоны и постепенно уменьшается с приближением к ее границе. Массу ядерного топлива, заключенного
в критическом объеме, называют критической загрузкой
(критической массой) Gкр (табл. 2.5).
Таблица 2.5. Критические параметры (отн. ед.) активных зон
с различными замедлителями
Относительные критические параметры
Nзам/N5
mкр
Vкр
Н 2О
320
7,08
1,0
D2О
Ве
С
10240 10240 10240
1,0
4,53
21,2
4,13
5,05
70,0
65
Из табл. 2.5 видно, что минимальная критическая загрузка имеет место в активной зоне с замедлителем из тяжелой
воды. Она в 7 раз меньше, чем для активной зоны с обычной
водой, и в 21 раз меньше в случае графитового замедлителя. Эти значения получаются из-за чрезвычайно малого поглощения нейтронов дейтерием. Минимальный критический
объем имеет активная зона с замедлителем из обычной воды: он в 70 раз меньше критического объема активной зоны
с замедлителем из графита.
Минимальная критическая масса для гомогенной сферы
радиусом R ≈ 16 см из уранил фторида с бесконечным водяным отражателем составляет примерно 826 г урана-235.
Экспериментально определенная критическая загрузка
однородной системы из твэлов UO2 10%-го обогащения с водяным замедлителем и бесконечными торцевыми и боко235
U, размевыми отражателями составляет (2,60 ± 0,03) кг 92
ры активной зоны Д×Н = 31,4×50 см; для полиэтилена Мкр=
235
U, Rкр = 19,4 см.
= 2,3 кг 92
2.6. Физические основы управления
цепной реакцией деления
Избыточный коэффициент размножения и реактивность. Основной характеристикой, определяющей баланс
нейтронов в активной зоне реактора, является эффективный коэффициент размножения kэфф, который учитывает
как процессы размножения и захвата нейтронов в активной
зоне, так и утечку нейтронов за ее пределы. Из определения
kэфф следует, что в активной зоне на каждый нейтрон предыдущего поколения образуется kэфф нейтронов следующего поколения, т. е.
k эфф =
DN k
N k +1 N k + DN k
,
=
= 1+
Nk
Nk
Nk
где DN - изменение числа нейтронов в активной зоне
за время жизни 1 поколения нейтронов. Тогда за время l
66
увеличения (уменьшения) числа нейтронов, приходящихся
на 1 нейтрон предыдущего поколения:
1
dk эфф
= k эфф -=
DN k
,
Nk
(2.45)
где величину δkэфф называют избыточным коэффициентом
размножения. Кроме коэффициентов kэфф и δkэфф при ана­
лизе работы ядерного реактора вводят понятие реактивности r, которая характеризует степень отклонения реактора
от критического состояния:
=
r
dk эфф k эфф - 1
=
.
k эфф
k эфф
(2.46)
N
DN
Из определения dk эфф =k и k эфф = k +1 следует,
Nk
Nk
DN k
что r =
, т. е. реактивность есть изменение за время t
N k +1
числа нейтронов, приходящихся на 1 нейтрон нового поколения нейтронов. Обычно k ≈ 1, поэтому r = dkэфф.
Элементарное уравнение кинетики реактора. Очевидно, что скорость изменения плотности нейтронов:
dn k эфф –1
ρ
=
⋅ n ≈ ⋅ n.
dt
l
l
(2.47)
Интегрируя (2.47), получим закон изменения плотности
нейтронов во времени
r
⋅t
n = n 0e l ,
(2.48)
где n0 - средняя по объему активной зоны плотность нейтронов в момент времени t = 0, когда реактору была сообщена реактивность r.
Поскольку плотность потока нейтронов φ = nv, а мощность реактора W прямо пропорциональна φ, то очевидно,
67
что и плотность потока нейтронов, и мощность реактора
также изменяются во времени по экспоненциальному закону, т. е.
r
⋅t
ϕ = ϕ 0e l ;
(2.49)
r
⋅t
W = W0e l .
(2.50)
Из (2.50) следует, что при r = 0 (kэфф = 1), т. е. в критическом состоянии реактора, ег о мощность постоянна и равна
W0. Развитие цепной реакции не накладывает на величину
W0 никаких ограничений. Это означает, что реактор в критическом состоянии может находиться на любом уровне
мощности. При r > 0 (k э ф ф > 1) мощность реактора экспоненциально нарастает; при r < 0 (k э ф ф < 1) – экспоненциально падает.
Среднее время жизни поколения нейтронов. Роль запаздывающих нейтронов. Из (2.50) следует, что изменение мощности реактора существенно зависит от среднего
времени жизни поколения нейтронов l, которое определяется составом материалов в активной зоне. В процессе работы реактора значение l практически не меняется.
Среднее время жизни мгновенных нейтронов в активной зоне реактора на тепловых нейтронах, как было показано выше, складывается из времени деления, времени замедления и времени диффузии тепловых нейтронов:
l = t дел + t зам + t диф .
(2.51)
Время деления tдел ≈ 10 –14 c; время замедления tзам = 10 –510 с. Среднее время диффузии тепловых нейтронов можно
оценить как tзам = lаm/vт, где lаm - длина поглощения тепловых нейтронов в активной зоне, vт - средняя скорость тепловых нейтронов в ней. В реакторе с обычной водой в качестве замедлителя lаm ≈ 0,1 м. Скорость тепловых нейтронов vm ≈ 103 м/с , тогда tдиф= 10 –4-10 –3 с и t диф  t зам  t дел .
Из (2.51 ) получаем, что l ≈ 10 –4-10 –3 с.
–4
68
В реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах
среднее время жизни мгновенных нейтронов существенно
ниже и составляет l ≈ 10 –7-10 –8 с.
Оценим изменение мощности теплового реактора, если
l = 5∙10 –4 с и r = 7,5∙10 –4. Из (2.50) следует, что за время t = 1 с
мощность реактора возрастет в е1,5 ≈ 4,5 раза, а за t = 2 с в е3 ≈ 20 раз. При такой скорости изменения мощности никакие автоматические системы управления не справятся
с ее нарастанием. Однако наличие запаздывающих нейтронов существенно увеличивает среднее время жизни поколения нейтронов, соответственно изменяет и условия регулирования мощности.
Запаздывающие нейтроны испускаются дочерними ядрами, которые образуются в результате цепочки распадов осколков деления. Время их выхода после акта деления определяется периодами этих ядер и изменяется от нескольких
долей секунды до 1 мин. Если представить все запаздывающие нейтроны одной эквивалентной группой, то ее доля бу235
239
U b =0,0065, для 94
Pu b =0,0021
дет составлять для 92
233
U b =0,0026 от всех нейтронов деления, а время
и для 92
жизни соответственно tз = 13; 15,4 и 18,4 с.
Среднее время жизни поколения нейтронов равно среднему арифметическому времени жизни мгновенных (1 – b)l
и запаздывающих btз нейтронов:
l= (1 - b)l + bt з ≈ bt з .
(2.52)
Подставляя в (2.52) значения l, tз и b, получаем для
239
235
92 U l = 0,085 c и соответственно 0,032 и 0,048 с для 94 Pu
233
и 92
U.
При среднем времени жизни поколения нейтронов l = 0,085
и скачке реактивности r = 0,00075 мощность реактора будет возрастать:
W=
/ W0 e
0,00075
0,085
⋅ 1 ≈ 1,009,
69
т. е. всего на 0,9 % вместо 450 % (при разгоне на мгновенных нейтронах). Такая скорость изменения мощности реактора может легко регулироваться автоматической системой
управления реактора.
Период реактора. Промежуток времени, в течение которого мощность реактора меняется в е =2,7 раза, называется периодом реактора. Из (2.50) следует, что, если все нейтроны в активной зоне объединены в одну группу со средним временем жизни l , то
l
l
(2.53)
=
T =
.
k эфф - 1 r
В приведенных выше примерах период реактора равен:
- при разгоне на мгновенных нейтронах Т = 5·10–4/7,5·10–4≈
≈ 0,67 с;
- при разгоне на запаздывающих нейтронах Т = 8,5·10 –2/
7,5·10 –4 ≈ 113 с, т. е. в ≈170 раз больше.
С учетом определения периода формулы (2.48) и (2.50)
примут вид:
t /T
=
n n=
, W W 0 e t /T .
0e
вид
(2.54)
Более общее выражение для определения периода имеет
-1
 1 dn 
T =
 ,
 n dt 
(2.55)
что позволяет измерять значение периода при изменении
плотности нейтронов (мощности реактора) во времени по
произвольному закону.
Уравнение кинетики реактора с учетом запаздывающих нейтронов. Система дифференциальных уравнений
кинетики реактора с учетом запаздывающих нейтронов будет иметь следующий вид:
6
dn k (1 - b) - 1
=
n + ∑ l iCi ;
dt
l
i =1
70
(2.56)
dC i b i k
=
(2.57)
n - l iC i .
dt
l
Первое уравнение описывает скорость изменения числа
нейтронов в размножающей среде как сумму скорости изменения мгновенных нейтронов в процессе деления - первое слагаемое, и скорости образования запаздывающих нейтронов за счет распада нейтронопроизводящих осколков
деления - второе слагаемое. Соотношение (2.57) выражает
скорость изменения концентрации i-го предшественника (про­
изводителя, источника) запаздывающих нейтронов как разность скорости образования его в результате процесса деления и скорости его распада. Все испускаемые осколками
деления запаздывающие нейтроны разбиваются на 6 групп,
каждая из которых характеризуется своим периодом полураспада, постоянной распада, относительным и абсолютным выходом [9, 10]. Причем уравнение (2.57) имеет одинаковый вид для всех шести групп запаздывающих нейтронов i = 1…..6.
При k ≈ 1 уравнения кинетики запишутся в виде
dn r - b
=
(2.58)
n + ∑ l iCi ;
dt
l
dC i b i
(2.59)
=
n - l iCi .
dt
l
Отыскивая решение уравнений кинетики в форме
t
n = n 0 exp   ;
T 
(2.60)
t
(2.61)
C i = C i 0 exp   ,
T 
приходим к характеристическому уравнению обратных часов
r=
l 6 bi
,
+∑
T i =1 1 + l iT
(2.62)
связывающему реактивность r и период реактора Т.
71
Здесь Т - период реактора, равный промежутку времени, в течение которого плотность потока нейтронов n реактора увеличивается в e = 2,71828 раза при сообщении ему
положительной реактивности r.
Зависимость между реактивность r и периодом реактора Т затабулирована [9] и может использоваться в методе
асимптотического периода для измерения положительной
реактивности критсборки в диапазоне, как правило,
0,05bэфф ≤ r ≤ 0,30bэфф, который соответствует диапазону периода удвоения мощности 215 с ≤ Т2 ≤ 18 с.
Условие мгновенной критичности. Определим, при
каких значениях реактивности развитие цепной реакции во
времени определяется запаздывающими нейтронами. Средняя энергия запаздывающих нейтронов в момент их образования Eзап ≈ 0,5 МэВ, т. е. в 4 раза меньше средней энергии мгновенных нейтронов Емгн ≈ 2 МэВ. Значит, время замедления запаздывающих нейтронов меньше, вероятность
избежать захвата и утечки выше, и таким образом ценность g
запаздывающих по сравнению с мгновенными нейтронами
возрастает. Этот эффект учитывается введением понятия
эффективной доли запаздывающих нейтронов bэфф = gb, где
g = 1,05-1,20. При этом считается, что при делении одного
ядра испускается nbэфф запаздывающих нейтронов с энер­
гией мгновенных нейтронов. Тогда в среднем при погло­
щении в активной зоне одного нейтрона испускается
k эффb эфф запаз­
=
k мгн k эфф (1 - b эфф ) мгновенных и k=
зап
дывающих нейтронов нового поколения, где kмгн - коэффициент размножения мгновенных нейтронов, kзап - коэф­
фициент размножения запаздывающих нейтронов. По опре­
делению
k эфф
= k мгн + k=
k эфф (1 - b эфф ) + k эффb эфф . (2.63)
зап
При kмгн < 1 протекание цепной реакции зависит как от
мгновенных, так и от запаздывающих нейтронов. При этом
отсутствие последних приводило бы к затуханию цепной
реакции. В этом случае реактор управляем.
72
При kмгн ≥ 1 развитие цепной реакции происходит только на мгновенных нейтронах. В этом случае среднее время
жизни поколения нейтронов определяется временем жизни
мгновенных нейтронов, плотность нейтронов и мощность
реактора растут настолько быстро, что ядерный реактор
практически не управляем.
Реактор, критический на мгновенных нейтронах, называют мгновенно-критическим:
=
k мгн k эфф (1 - b=
эфф ) 1.
(2.64)
Учитывая, что b эфф  1, получаем
=
k эфф
1
≈ 1 + b.
1 - b эфф
(2.65)
Так как k эфф = 1 + dk эфф ≈ 1 + r, то из этих соотношений
следует, что при критичности на мгновенных нейтронах
r = b эфф , k эфф  1 + b эфф .
(2.66)
Соотношения (2.64)-(2.66) можно рассматривать как
условия мгновенной критичности. В этом случае, что,
кстати, и случилось во время аварии на реакторе Чернобыльской АЭС, происходит увеличение мощности за 1 с согласно (2.50) в
0,0075
⋅1
N
= e 0,0005 = e 15 ≈ 3,3 ⋅ 10 6 раз.
N0
Величина bэфф является одним из важнейших параметров, определяющих ядерную безопасность реактора. Таким образом, для того, чтобы развитие цепной реакции
во времени зависело от запаздывающих нейтронов, т. е.
было контролируемым, требуется, чтобы реактивность
реактора всегда была меньше 1bэфф.
73
Глава 3
Физические процессы
в активной зоне реактора
3.1. Мощность реактора. Связь между мощностью
и средним потоком нейтронов в реакторе
Количество тепловой энергии, выделившейся в активной зоне в единицу времени, называют тепловой мощностью реактора. Тепловая мощность реактора пропорциональна количеству делений в единицу времени во всем
объеме активной зоны. Если ядерное топливо равномерно
распределено по объему активной зоны, т. е. его концентрация постоянна, то распределение тепловыделения совпадает с распределением плотности потока нейтронов φ. Действительно, количество теплоты qV , выделившейся в единице объема среды с концентрацией ядер в ней N5 , т. е.
удельное тепловыделение определяется следующим равенством:






qV (r ) =
CV (r )E f =
∑ f 5 (r )ϕ m (r )E f =
s f 5 N 5 (r )E f ϕ m (r ), (3.1)


где CV (r ) - скорость деления ядер в точке с координатой r,
235
Еf ≈ 200 МэВ/дел. - энергия деления одного ядра 92
U, превращающаяся в тепловую энергию.
Из (3.1) следует, что удельное тепловыделение в данной
точке активной зоны прямо пропорционально произведению плотности потока тепловых нейтронов и концентрации нуклида в этой точке, т. е. оно распределено по объему
активной зоны по такому же закону, как и φ.
Тогда для цилиндрической активной зоны имеем
74
 2, 405 
 p 
qV (r , h) = qV max I 0 
r  cos 
z .
 Rэ 
 Hэ 
(3.2)
Из (3.2) следует, что максимальное тепловыделение и максимальное выгорание происходит в центре активной зоны,
причем величины qVmax и φmах ничем не ограничиваются
и могут достигать очень больших значений. В этом заключается опасность неконтролируемого нарастания мощности
в активной зоне реактора.
Неравномерность распределения тепловыделения по
активной зоне учитывается коэффициентом неравномерности тепловыделения. Различают коэффициенты по радиусу k r , высоте kz и объему активной зоны kV . Так, коэффициент неравномерности тепловыделения по объему активной
зоны
q max qV max ⋅ V
 ,
(3.3)
kV
=
=
qVср ∫ qV (r )dV
v
где qVср - среднее удельное тепловыделение по объему активной зоны, V - объем активной зоны.
Подобным образом определяются k r и kz. Используя соотношение (3.2), можно получить численные значения коэффициентов неравномерности для цилиндрической активной зоны без отражателя
p
1, 2
k r = ⋅ 2, 405 =
2,32, k r ==
1,57, kV =
krk z =
3,64.
I1
2
Такая существенная неравномерность тепловыделения
по объему зоны крайне нежелательна. Если активная зона
состоит из твэлов одного типа, то при заданном максимальном тепловыделении, ограниченном сверху возможностью
отвода тепла, периферийные твэлы будут работать со значительной недогрузкой. Следовательно, будет иметь место
существенная неравномерность глубины выгорания топлива по объему активной зоны. Таким образом, для повышения мощности реактора необходимо максимально выравнивать тепловыделение и уменьшать k v. Для выравнивания
тепловыделения используются способы, основанные на изменении распределения концентрации делящегося нуклида
75
235
92 U и плотности потока тепловых нейтронов. К ним отно-
сятся:
– применение эффективных отражателей нейтронов, расположенных вокруг активной зоны, позволяющих уменьшить утечку нейтронов и тем самым выровнять распределение плотности потока тепловых нейтронов и, соответственно, тепловыделение;
– создание многозонных реакторов, в которых распределение ядер по радиусу активной зоны выполнено таким
образом, чтобы изменение концентрации было примерно
обратно пропорционально изменению φт;
– применение поглотителей, изготовленных из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны; поглотитель стремятся располагать по радиусу и высоте активной
зоны таким образом, чтобы его концентрация была прямо
пропорциональна φт.
Используя соотношение (3.1), можно получить выражение для тепловой мощности реактора
W= 0,825 ⋅ 10 8 s f 5 z 5G U ϕ ср , МВт,
(3.4)
235
U.
где GU - загрузка урана, кг; z5 - обогащение топлива по 92
Из (3.4) видно, что мощность реактора прямо пропорцио­
нальна произведению средней по активной зоне плотности
потока нейтронов φср на количество делящихся нуклидов
в ней. Если в активной зоне содержится небольшое количество делящихся нуклидов, то необходима высокая средняя
плотность потока нейтронов для того, чтобы в реакторе
развилась требуемая мощность, и наоборот.
Пользуясь соотношением (3.1), оценим среднюю плотность потока тепловых нейтронов в активной зоне реактора
ВВЭР-1000. Тепловая мощность реактора
Q=
q ⋅V =
s f 5 N 5 E f ϕ срV .
76
(3.5)
Плотность атомов
N=
5
r
m z 5G U
N=
=
.
A
A
VA
VA
(3.6)
Из двух уравнений получим
A⋅Q
.
ϕ ср =
s f 5 E f z 5G U N A
(3.7)
Реактор ВВЭР-1000 имеет тепловую мощность Q =
= 3 000 МВт и загрузку урана GU = 66,3∙103 кг, объем активной зоны V = 27 м3 при среднем начальном обогащении
z5 = 4,4 %. Микроскопическое сечение реакции деления теп­
ловыми нейтронами ядер 235U sf5 = 582∙10 -24 см2, число Авогадро NA = 6,02∙1026, энергия, выделяющаяся в 1 акте деления
ядра 235U, Еf = 200МэВ = 200∙106∙1,6∙10 -19 Дж = 3,2∙10 -11 Дж.
Подставляя эти значения в (3.7), получаем, что в активной
зоне реактора ВВЭР-1000 в начале работы на полной мощности средняя плотность потока тепловых нейтронов
ϕ ср
235 ⋅ 3000 ⋅ 10 6
=
582 ⋅ 10 -24 ⋅ 3, 2 ⋅ 10 -11 ⋅ 0,044 ⋅ 66,3 ⋅ 10 3 ⋅ 6,02 ⋅ 10 26
нейтр.
= 2,15 ⋅ 1013 2 .
см ⋅ с
3.2. Выгорание ядерного топлива
В активной зоне работающего реактора на тепловых ней235
тронах происходит непрерывное «выгорание» ядер 92
U:
деление ядер (sf5 = 582 б) и радиационный захват с образованием неделящегося нуклида 236U (sg5 = 101 б). Скорость
убывания концентрации ядер 235U при усреднении процесса
выгорания по объему активной зоны описывается следующим дифференциальным уравнением:
dN 5
= -s a 5 N 5ϕ ср ,
dt
(3.8)
77
где sа5 = sf5 + sg5 - сечение поглощения 235U; φср - средняя
по объему активной зоны плотность потока тепловых нейтронов в момент времени t.
Если φср постоянна, не зависит от времени, то решение
-s ϕ t
(3.8) имеет вид N = N 0e a 5 ср .
При малых степенях выгорания S =s a 5ϕ срt , что справедливо для работающих энергетических реакторов, концентрация
N ≈ N 0 (1 - s a 5ϕ срt )
(3.9)
в активной зоне линейно уменьшается со временем.
Реально при работе мощность W реактора поддерживается постоянной. Качественное изменение во времени средней плотности потока нейтронов φср(t) и концентрации ядер
235
U в активной зоне N5(t) при постоянной мощности показано на рис. 3.1.
Массу выгоревшего топлива за время t (кг) - глубину
выгорания - при работе на постоянной мощности W (МВт)
можно найти как
G 5дел = 1,05 ⋅ Wt ⋅ 10 -3 ,
(3.10)
где t выражается в сутках, W - в мегаваттах.
Осуществить непосредственное измерение массы разделившегося 235U чрезвычайно сложно. Поэтому удобно выразить глубину выгорания В через энерговыработку в реакторе.
Единицей глубины выгорания является 1 МВт∙сут на 1 т
ядерного топлива (МВт∙сут/т):
=
B Q=
/ G т Wt / G т .
(3.11)
Глубина выгорания (кг/т) выражает также в виде отношения массы разделившегося нуклида DG 5дел к массе загруженного в активную зону ядерного топлива Gт:
B=
78
DG5дел
.
Gт
Рис. 3.1. Поведение средней плотности потока нейтронов φ и концентрации урана-235
N5 во времени при работе реактора на постоянной мощности W
В процессе выгорания делящегося вещества происходит накопление продуктов деления. В каждом акте деления
вместо одного атома образуются два новых с бóльшим суммарным объемом. В результате топливо в твэле начинает
распухать.
Допустимая глубина выгорания зависит от вида топлива (металлический уран, диоксид урана UO2, карбид урана
UC и т. д.), совершенства конструкции твэла и материала
его оболочки, режимов работы реактора и т. д. Для металлического урана эта величина составляет 5-6 кг/т (50005500 МВт∙сут/т), для диоксидного топлива, пористого топ­ли­
ва, способного накопить достаточно много продуктов деле­
ния без заметного распухания, допустимая глубина выгорания
В = 40 кг/т (В ≈ 40 000 МВт∙сут/т), а в специальных твэлах
при наличии компенсационных объемов и повышенной
прочности оболочки достигается глубина выгорания, равная 100 кг/т (В ≈ 100 000 МВт∙сут/т).
Напомним, что так как не всякое поглощение нейтрона
приводит к делению (см. формулу (2.16)), то для производства 1 МВт∙сут энергии необходимо «сжечь» 1,23 г 235U, при
этом разделится 1,05 г 235U.
3.3. Воспроизводство ядерного топлива
Для воспроизводства ядерного топлива имеются 2 цикла (см. формулы (2.11) и (2.12)): уран-плутониевый и торий-урановый. В настоящее время в основном используется
79
уран-плутониевый цикл (238U→239Pu). Ядерное топливо, содержащее в качестве делящегося компонента 235U, называют первичным; ядерное топливо, содержащее в качестве делящегося компонента 239Pu, 241Pu или 233U, называют вторичным. Интенсивность процесса воспроизводства ядерного
топлива в реакторе характеризуется коэффициентом воспроизводства (КВ), который равен отношению количества
вновь образовавшихся за определенный промежуток времени t ядер делящихся нуклидов Nобр к числу выгоревших
ядер первоначально загруженных нуклидов Nвыг за тот же
промежуток времени:
=
КВ
N обр Авыг т обр
=
⋅
,
N выг Аобр т выг
(3.12)
где Аобр , Авыг , т обр , т выг - соответственно массовые числа и массы вновь образовавшихся и выгоревших нуклидов:
так как Аобр ≈ Авыг, то
КВ =
т обр
.
т выг
(3.13)
При использовании 238U для получения плутония КВ называют также плутониевым коэффициентом. Для энергетических реакторов на тепловых нейтронах коэффициент
воспроизводства всегда меньше единицы (для ВВЭР КВ =
= 0,3–0,6, для графитовых реакторов КВ = 0,6–0,8).
В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, по­
этому эффективность поглощения быстрых нейтронов ядрами 238U выше, чем в реакторе на тепловых нейтронах. Коэффициент воспроизводства может оказаться выше единицы:
КВ > 1.
(3.14)
Тогда, начав с деления 235U, можно будет переработать
весь 238U в 239Pu, а 232Th в 233U. Таким образом, в реакторах
на быстрых нейтронах может осуществляться расширенное
80
воспроизводство ядерного топлива, т. е. производство в количестве большем, чем сжигается. В результате, кроме 235U,
почти весь 238U, а также 232Th могут быть использованы для
производства энергии. Реакторы, в которых осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, называют реакторами-размножителями (бридерами).
Время, в течение которого количество делящихся материалов, первоначально находившихся в реакторе, в процессе его работы удваивается, называют временем удвоения Т2.
В настоящее время для уран-плутониевого цикла считают реализуемыми значения Т2 = 8–10 лет.
Время удвоения потребления электроэнергии в промышленно развитых странах также составляет 8–10 лет,
поэтому развитие ядерной энергетики на базе реакторов –
размножителей на быстрых нейтронах с использованием
только искусственного ядерного топлива в принципе может
покрывать рост потребления электроэнергии.
В периодической печати появилось сообщение о том,
что на Горно-химическом комбинате в Железногорске (Россия) создана первая тепловыделяющая сборка с МОКС-­
топливом [11]. МОКС-топливо (МОХ-fuel – от англ. Mixed
Oxide fuel) – это ядерное топливо, представляющее собой
в определенной пропорции смесь оксидов урана-235, урана-238 и плутония-239, которое дает возможность не только
использовать ранее наработанный плутоний-239, но и преобразовать U-238 в Pu-239. МОКС-топливо позволяет замкнуть ядерный цикл, а на быстром реакторе БН-600 или
БН-800 организовать расширенное воспроизводство делящегося материала в промышленном масштабе.
3.4. Зашлакование и отравление реактора
В процессе деления в ядерном топливе образуются новые стабильные и нестабильные нуклиды; некоторые из
них обладают значительными сечениями поглощения нейтронов в тепловой и резонансной областях и, естественно,
81
непроизводительно поглощают нейтроны. Поэтому с накоплением продуктов деления снижается запас реактивности.
По характеру воздействия на процесс выгорания ядерного
топлива продукты деления удобно разделить на две группы. К первой относят ядра с очень высокими сечениями поглощения (135Хе, 149Sm). Поглощение нейтронов такими яд­
рами называют отравлением реактора. Ко второй группе
относят стабильные и долгоживущие ядра со сравнительно
малыми сечениями поглощения, которые называют шлаками, а сам процесс поглощения нейтронов такими ядрами –
зашлакованием.
Отравление реактора определяется двумя нуклидами:
– ксеноном 135Хе, имеющим огромное микроскопическое
сечение поглощения тепловых нейтронов sаХе = 2,72∙106 б,
т. е. более чем в 5∙103 раз больше, чем у 235U;
– самарием 149Sm, у которого sаSm = 4,08∙104 б; величина sа
у 135Хе существенно зависит от энергии нейтронов (рис. 3.2).
Видно, что с ростом энергии нейтронов значение sа
у 135Хе сильно падает, поэтому эффект отравления ксеноном
Рис. 3.2. Микроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов
ксеноном-135
82
Рис. 3.3. Схема образования, выгорания и распада 135Хе в реакторе
существенен только у реакторов на тепловых нейтронах.
Схема отравления реактора ксеноном показана на рис. 3.3.
Из рис. 3.3 видно, что образование 135Хе происходит как
непосредственно при делении ядер 235U с удельным выходом gХе = 0,003, так и, главным образом, (95 % ядер 135Хе)
в результате цепочки b- -распадов ядер теллура 135Те и йода
135
I. Выход ядер 135Те при делении 235U тепловыми нейтронами весьма велик и составляет gТе = 0,061.
Изменение концентрации ядер 135Хе в единицу времени
dNXe/dt определяется разностью скоростей притока ядер 135Хе
вследствие распада ядер 135I со скоростью lI NI (непосредственным выходом ядер 135Хе при делении 235U можно пренебречь) и убыли ядер 135Хе из-за выгорания при захвате
ими тепловых нейтронов со скоростью sаХеNXeφср и радиационного распада ядер 135Хе со скоростью lХеNХе. Таким образом,
dN Xe
(3.15)
= l I N I - s aXe N Xe ϕ ср - l Xe N Xe .
dt
Уравнение (3.15) содержит две неизвестные функции
NХе и NI, а потому для получения однозначного решения
оно должно быть дополнено еще одним независимым уравнением, содержащим NI. Скорость изменения концентрации 135I является разницей скоростей образования 135I непосредственно как продукта деления и убыли его за счет
b-распада:
dN I
(3.16)
= g I s f N 5 j ср - l I N I .
dt
Стационарным называется отравление реактора, длительно работающего на постоянном уровне мощности,
83
когда в его твэлах устанавливаются постоянные во времени концентрации йода и ксенона.
Таким образом, условием стационарности отравления
реактора ксеноном является
dN Xe
dN I
= 0=
.
dt
dt
(3.17)
Если подставить условие (3.17) в дифференциальные
уравнения (3.15) и (3.16), получим алгебраические уравнения, решив которые найдем стационарные концентрации
йода и ксенона:
g
N I = I s f N 5ϕ;
(3.18)
lI
gI
=
N Xe
s f N 5ϕ.
(3.19)
l Xe + s axl ϕ
Следовательно, концентрация поглотителя 135Хе и потери запаса реактивности при стационарном отравлении реактора ксеноном определяются величиной концентрации
урана-235 N5 (или обогащением топлива) и величиной потока φ (а следовательно, и мощности реактора). Расчеты показывают, что
− при φ < 1011 нейтр./см2∙с (такие плотности потока свойственны реактору, работающему на минимально контролируемом уровне мощности) отравление реактора практически отсутствует r ст
Xe ≈ 0 ;
(
)
− при φ > 5∙1014 нейтр./см2∙с (а такие величины φ свойственны только импульсным экспериментальным реакторам) величина стационарного отравления практически достигает
своего теоретического предела r ст пред ≈ -0,054q = -5,4%θ,
Xe
здесь q - коэффициент использования тепловых нейтронов.
В интервале промежуточных значений φ (1011-1014 нейтр./
см2∙с), свойственных энергетическим реакторам АЭС, зависимость величины стационарного отравления от плотности
84
Рис. 3.4. Качественный вид кривой стационарного отравления реактора
потока нейтронов в твэлах имеет нелинейно возрастающий
характер.
Для эксплуатационника более важным для практики
является зависимость величины отравления от мощности
реактора, имеющая монотонный характер спада r ст
Xe от 0
до –2,4% (рис. 3.4).
Величину текущих значений отравления ксеноном r Xe (t )
реактора, работающего постоянно на номинальной мощности, с достаточной для практических целей точностью можно оценить по формуле
r Xe (t )
r ст
Xe
≈ 1 - exp(-l I t ).
(3.20)
Уже через 20 ч работы на постоянной мощности отравление ксеноном достигает 87 % стационарного отравления.
Заметим, в силу того, что ксенон-135 обладает большим сечением поглощения только в тепловой области спектра нейтронов, отравление ксеноном существенно для тепловых
реакторов, малосущественно - для промежуточных и несущественно - для быстрых реакторов.
85
3.5. Йодная яма
Если реактор более трех суток работает на постоянном
уровне мощности, то наступает равенство между скоростями притока и убыли ядер 135I и 135Хе, и установившееся стационарное (не зависящее от времени) значение концентраций йода и ксенона. Стационарное отравление перестает
зависеть от φср и достигает максимума.
Пусть затем произошла вынужденная остановка реактора (связанная, например, с необходимостью устранения неполадок). Оператору реакторной установки необходимо знать,
как меняется текущее значение отравления реактора во времени, потому что от этого зависят те конкретные действия,
которые он предпримет для компенсации потерь реактивности при выводе реактора вновь на номинальную мощность.
Временнáя функция текущих потерь реактивности за счет
отравления ксеноном после остановки реактора находится
путем решения дифференциальных уравнений отравления
(3.15) и (3.16) при начальных условиях t(0) = 0, φ(t) = 0,
ст
и N I = N Iст . Можно проследить закономерность
N Xe = N Xe
отравления реактора после остановки, не прибегая к решению системы дифференциальных уравнений, руководствуясь достаточно простыми рассуждениями.
Для начала отметим, что lI = 2,87∙10 –5 с–1 > lХе = 2,1∙10 –5 с–1,
т. е. при равных концентрациях йод распадается с большей
скоростью, чем ксенон.
Расчеты показывают, что при значениях плотности потока
тепловых нейтронов φ > 3,4∙1011 нейтр./см2∙с (что соответствует МКУМ реакторов типа ВВЭР) концентрация йода
ст
выше стационарной концентрации ксенона N Iст >N Xe
. А раз
ст
ст
ст
ст
lI > lХе и N I > N Xe , то очевидно, что l I N I > l Xe N Xe , или
ст
величина l I N Iст - l Xe N Xe
> 0.
Физически это означает, что величина скорости радиоактивного распада йода выше скорости радиоактивного распада ксенона. Данное замечание помогает понять, почему
86
в начальный период после остановки реактора концентрация
ксенона растет, т. е. реактор продолжает отравляться.
С момента остановки реактора φ = 0, и дифференциальные уравнения отравления реактора приобретают более
простой вид
dN Xe
(3.21)
=λ I N I –λ Xe N Xe ;
dt
dN I
(3.22)
= -l I N I .
dt
Решение второго из них имеет вид экспоненты закона
радиоактивного распада=
N I (t ) N I0 exp(-l It ).
Что касается уравнения (3.21), то и не решая его, можно
видеть, что поскольку правая его часть в момент остановки
положительная, то и левая его часть тоже положительная,
т. е. dN Xe / dt > 0.
Положительный знак производной означает, что с момента остановки реактора функция N Xe (t ) - возрастающая,
поскольку скорость образования ксенона из распадающегося йода превышает скорость его распада.
Но по мере распада накопленного до остановки йода
скорость его распада снижается, а это означает, что и велист
чина l I N Iст - l Xe=
N Xe
dN Xe / dt - тоже со временем уменьшается. И этот процесс будет продолжаться до тех пор, пока не распадется весь накопленный в реакторе йод и весь
накопленный и полученный из йода ксенон.
График зависимости потерь реактивности rХе(t) за счет
отравления ксеноном после остановки реактора получил
название йодной ямы (рис. 3.5). Йодная яма - это нестационарное переотравление реактора ксеноном сверх отравления
его на момент остановки, обусловленное превышением темпа
распада йода, накопленного до момента остановки, над темпом распада ксенона. Она характеризуется двумя параметрами - глубиной (DrХе) и временем наступления максимума, зависящими от режимных параметров работы реактора
до остановки.
87
Рис. 3.5. График нестационарного переотравления реактора ксеноном
после остановки (йодная яма)
Характер изменения нестационарного переотравления ре­
актора ксеноном после его остановки имеет две качествен­
ных стадии: стадия роста отравления сверх отравления реактора на момент отравления (ρ ст
Xe ), завершающаяся достижением максимума отравления rХе, и следующая за ней
стадия разотравления реактора до нуля. И глубина йодной
ямы, и время наступления ее максимума для конкретного
реактора определяются только уровнем стационарной мощности, на котором реактор работал до остановки. Так, время наступления максимума йодной ямы увеличивается от
1,5÷2,0 ч при W = 10%Wном до 8,5÷9,0 ч при W = 100%Wном.
Глубина йодной ямы зависит также от величины обогащения используемого в реакторе ядерного топлива, т. е. чем
оно выше (х), тем выше величина концентрации N5, величина стационарной концентрации накапливаемого до остановки йода, и, следовательно, больше глубина йодной ямы
после остановки реактора.
Время полного разотравления реактора после остановки слабо зависит от мощности реактора до остановки. Считается, что независимо от уровня мощности, на котором работал реактор, полное разотравление по ксенону наступает
за трое суток стоянки реактора.
Заканчивая рассуждения об отравлении ксеноном, заметим, что переходные процессы отравления реактора важ88
но учитывать при переходах с одного стационарного уровня мощности W1 на другой – W2. При снижении мощности
W2 < W1 отравление реактора проходит через йодную яму,
а при повышении мощности W2 > W1 - через так называемый холм, соответственно глубина и высота которых зависят от отношения W2/W1 [10].
3.6. Отравление самарием-149
Самарий образуется в результате следующей цепочки
b-распадов:
235
1
92 U + 0 n
149
g=
 0,0113 60 Nd
b–
1,8 ч
149
61 Pm
b54 ч
149
62 Sm.
Здесь не учитывается 149Sm как непосредственный продукт реакции деления с удельным выходом gSm < 10 –5 и 149Pm
Sm
= 13,84 г,
с удельным выходом gPm ~10–4, период полураспада T1/2
иными словами, он практически стабилен, поэтому его
убыль происходит только за счет поглощения нейтронов,
т. е. за счет выгорания 149 Sm=
+ n 150 Sm,=
s
40800 б.
a


150
Образовавшийся Sm - шлак.
Ввиду того что период полураспада неодима-149 существенно меньше периода полураспада прометия-149, можно
считать, что прометий-149 является прямым продуктом реакции деления с удельным выходом, равным фактическому
удельному выходу неодима-149.
С учетом этого допущения расчетная схема образования и убыли самария будет выглядеть так:
(n, f )
(
n, g)
b
149
150
U + 1 n = 149 Pm *
Sm
Nd
=
g 0,0113 =
T1/2 54 ч =
s a 40800 б
или 150Sm.
В соответствии с этой схемой дифференциальные уравнения скорости изменения концентраций самария-149 и прометия запишутся следующим образом:
235
89
dN Sm
= l Pm N Pm - s Sm
a N Sm ϕ ср ;
dt
dN Pm
= g Pm s 5f N 5ϕ ср - l Pm N Pm .
dt
(3.23)
(3.24)
dN Pm 
 dN
Для случая стационарного отравления  Sm = 0=

dt 
 dt
дифференциальные уравнения вырождаются в алгебраические, решая которые находим:
ст
N=
Sm
g Pm
s Sm
a
s 5f N 5 .
(3.25)
Отметим, что стационарная концентрация самария не зависит от плотности потока нейтронов, а следовательно,
и от мощности реактора.
Расчеты показывают, что стационарное отравление реактора самарием не зависит от мощности реактора и составляет
ст
r=
0,00937q.
Sm
(3.26)
Но поскольку коэффициент использования тепловых
нейтронов q зависит от обогащения, то и стационарное отравление самарием зависит от обогащения х: чем выше х,
ст
тем больше r Sm
. В реакторах ВВЭР-1000, например, в начаст
ле кампании r Sm
≈ -0,82 %.
Выход реактора на стационарное отравление самарием
(рис. 3.6) осуществляется практически за 7 эффективных
суток работы на номинальной мощности, в дальнейшем
происходит плавное уменьшение потерь реактивности за счет
отравления самарием на 0,12-0,13 % за всю оставшуюся кампанию.
Рассмотрим временное поведение концентрации самария после остановки реактора, работавшего на стационарном уровне мощности. Пусть в момент остановки концен-
90
Рис. 3.6. Выход реактора на стационарное отравление самарием
в начале кампании
трации прометия и самария соответственно равны N Pm0
и N Sm0 ; после нее φ = 0, и дифференциальные уравнения
отравления реактора самарием будут иметь вид
dN Sm
= l Pm N Pm ;
dt
dN Pm
= -l Pm N Pm .
dt
(3.27)
(3.28)
Откуда следует, что в любой момент времени t после остановки сумма производных
dN Sm dN Pm
+
=
0,
dt
dt
т. е.
d
= ( N Sm + N Pm ) = 0,
dt
а это значит, что
N Sm + N Pm = const = N Sm0 + N Pm0 .
Из последней формулы следует, что текущее значение
концентраций самария в любой момент времени t после
остановки реактора будет равно
N Sm = N Sm0 + N Pm0 - N Pm .
(3.29)
91
Значение текущей концентрации прометия следует из
решения уравнения (3.28):
=
N Pm N Pm0 exp(-l Pm t ).
Подставляя его в (3.29), получаем выражение для концентрации самария:
=
N Sm N Sm0 + N Pm0 [1 - exp(-l Pm t ) ].
(3.30)
Итак, после остановки реактора концентрация самария
от значения в момент остановки NSm0 возрастает до значения NSm0 + NPm0 по экспоненциальному закону за счет b-распада накопленного к этому моменту прометия, и темп этого роста определяется периодом полураспада прометия
Т1/2 = 54 ч.
Потери реактивности (рис. 3.7) за счет отравления реактора самарием во времени описываются соотношением
п
r Sm = r Sm0 + r Sm
[1 - exp(-l Pmt )].
(3.31)
Время наступления максимума прометиевого провала,
равное времени практически полного распада прометия,
равно приблизительно 6-7 периодам полураспада прометия и составляет примерно 16 сут.
Рис. 3.7. Нестационарное переотравление реактора самарием
после остановки (прометиевый провал)
92
Рис. 3.8. Переходные процессы изменения отравления реактора самарием
при работе реактора на различных уровнях мощности
после длительной стоянки
Заканчивая эту тему, приведем графическую иллюстрацию переотравления самарием после пуска длительно стоявшего реактора (рис. 3.8).
И, наконец, отметим, что
− после увеличения мощности - переходной процесс
rSm(t) представляет собой плавное отклонение отравления
самарием от стационарного значения в сторону уменьшения с последующим плавным возвращением его к стационарному значению;
− после уменьшения мощности - процесс переотравления реактора самарием представляет собой плавное отклонение отравления от стационарного значения в сторону
увеличения (нечто вроде прометиевой ямы) с последующим
возвращением к исходному стационарному значению отравления.
3.7. Температурные эффекты
В процессе работы реактора на мощности при его пус­ках
и остановках изменяется температура активной зоны, следовательно, меняются физические свойства размножающей
среды (в частности, плотности замедлителя, теплоносителя
93
и других материалов активной зоны), а также эффективные
сечения взаимодействий нейтронов с ядрами атомов среды.
Соответственно изменяется эффективный коэффициент размножения и реактивность реактора. Характер же зависимости реактивности от температуры существенно влияет на
устойчивость работы реактора на заданной мощности и на
безопасность управления. Для определения степени влияния температуры на реактивность вводятся следующие характеристики: температурный эффект реактивности и температурный коэффициент реактивности.
Температурным эффектом реактивности называют изменение реактивности при изменении температуры реактора от T1 до Т2:
Dr т = r(T2 ) - r(T1 ).
(3.32)
На рис. 3.9 показаны возможные типы зависимости температурного эффекта реактивности от температуры активной
зоны для двух реакторов (кривые 1 и 2), а также зависимость коэффициента aт от Т (кривая 3), полученная из кривой 1. Видно, что температурный эффект в процессе ра­­зо­
грева реактора до рабочей температуры Траб может значительно изменяться. Для реакторов типа ВВЭР при Т = Траб
температурный эффект реактивности отрицательный и составляет (0,03-0,05).
Рис. 3.9. Возможные типы зависимости температурного эффекта реактивности (кривые 1, 2) и температурного коэффициента реактивности
(кривая 3) от температуры активной
зоны
94
Температурным коэффициентом реактивности называют изменение реактивности (kэфф), соответствующее изменению температуры реактора на 1 °С. Тогда при kэфф ≈ 1:
a т=
dr
1 dk эфф
= 2 ⋅
.
dT k эфф dT
Учитывая выражение для k эфф =
(3.33)
k∞
, можно ви1 + B 2M 2
деть, что характер зависимости коэффициента αт будет определяться составом, компоновкой и геометрией активной зоны.
Мощностной коэффициент реактивности αW определяют как изменение реактивности при изменении мощности на 1 МВт:
a W =d r / dW .
(3.34)
В соответствии с Правилами обеспечения безопасности
исследовательских ядерных установок [12], мощностной коэффициент реактивности, температурный коэффициент реактивности исследовательского реактора не должны быть
положительными во всем диапазоне изменения параметров
исследовательского реактора при нормальной эксплуатации и ее нарушениях, включая проектные аварии. Такое же
требование, согласно [13], предъявляется и к реакторным
установкам атомных станций.
Энергетические реакторы всегда проектируются с отрицательным температурным коэффициентом реактивности в интервале рабочих температур, так как при αт < 0 реактор обладает свойством саморегулирования и существенно более устойчиво работает в стационарном режиме. При
aт > 0 любой случайный рост температуры активной зоны
приводит к увеличению реактивности и, соответственно,
мощности, а также к дальнейшему повышению температуры,
и наоборот, при снижении температуры происходит уменьшение мощности вплоть до остановки реактора. Иначе ведут себя реакторы с aт < 0. Здесь повышение температуры
с ростом мощности приводит к появлению отрицательной
95
реактивности и, соответственно, к снижению мощности до
исходного состояния, и наоборот, падение температуры активной зоны ведет к возникновению положительной реактивности, восстановлению заданной мощности и исходной
температуры активной зоны без воздействия системы управления. Таким образом, реактор с отрицательным температурным коэффициентом реактивности обладает свойством
саморегулирования, в результате существенно упрощается
система его управления и повышается безопасность эксплуатации. Аналогично для безопасной работы ядерный реактор должен иметь и отрицательный мощностной коэффициент реактивности.
У реакторов типа ВВЭР в рабочем диапазоне температур aт ≈ -(1-4)∙10 –4/°С, а aW ≈ -1,25∙10 –5/МВт; у реакторов
с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем (типа РБМК) aт ≈ -(0,3-0,5)∙10 –5/°С и aW ≈ -(2,5-3)∙10 –6/МВт.
3.8. Кампания реактора. Запас реактивности
Как было показано выше, работа реактора на мощности
сопровождается различными эффектами, вызывающими потерю реактивности или ее изменение. Поэтому для их компенсации реактор в начале работы в холодном неотравленном состоянии должен обладать начальным запасом реактивности r0 за счет дополнительной загрузки топлива.
Ве­личина r0 определяет кампанию реактора, т. е. промежуток его времени работы от одной полной перегрузки топлива до другой. Кампания реактора измеряется в эффективных сутках Тэфф. Обычно для атомных электростанций
Тэфф = 1–3 г.
Запас реактивности необходим для компенсации следующих эффектов, вызывающих потерю реактивности:
− выгорания топлива с учетом образования плутония;
– стационарного отравления ксеноном;
– нестационарного отравления ксеноном при снижении
мощности, т. е. компенсации йодной ямы;
96
– зашлакования;
– отравления самарием;
– температурного эффекта реактивности;
– мощностного эффекта реактивности.
Отсюда необходимый начальный запас реактивности,
обеспечивающий работу реактора в течение кампании на
всех предусмотренных режимах, должен быть не меньше
суммы абсолютных значений рассмотренных потерь реактивности. Тогда
r 0 ≥ r выг + r Хе + r I + r шл + r Sm + r т + rW . (3.35)
3.9. Управление ядерным реактором
Управление реактором осуществляется с помощью системы управления и защиты (СУЗ), которая представляет
собой совокупность устройств и приборов, обеспечивающих
- контроль и управление общей мощностью реактора
и распределением энерговыделения по объему активной зоны при всех режимах его работы;
- быстрое и надежное гашение цепной реакции деления
при плановых и аварийных остановках реактора.
СУЗ является основной системой, обеспечивающей ядерную безопасность реактора, т. е. предохраняет его от ядерной аварии.
Управление цепной реакцией деления осуществляется
с помощью изменения эффективного коэффициента размножения kэфф. Влиять на kэфф можно, изменяя:
– количество делящегося изотопа в активной зоне;
– утечку нейтронов;
– поглощение нейтронов.
Первый способ не нашел практического применения.
Так как утечка нейтронов регулируется подвижным отражателем, второй способ используется только в реакторах
с небольшими активными зонами, например в исследовательских ядерных на быстрых нейтронах, где утечка велика
97
и ее изменение приводит к достаточно большому изменению реактивности.
Поглощение нейтронов можно регулировать изменением в активной зоне числа ядер сильных поглотителей нейтронов, например перемещением в активной зоне стержней
или решеток из 10В или Cd, либо введением в активную зону выгорающих поглотителей (ВП), например борной кислоты Н3ВО3.
Степень воздействия поглощающего стержня на kэфф или
на реактивность характеризуется эффективностью стержня,
равной реактивности, которую стержень может скомпенсировать при полном введении его в активную зону или соответственно высвободить при выводе его из активной зоны.
3.10. Физический пуск реактора
Началу эксплуатации энергетической ядерной установки (ЭЯУ) предшествует пуск, который состоит из двух
стадий: физического пуска реактора и энергетического
пуска ЭЯУ.
Под физическим пуском реактора понимается достижение реактором критического состояния при загрузке активной зоны штатными тепловыделяющими сборками (ТВС)
и экспериментальное определение нейтронно-физических
характеристик активной зоны и органов регулирования системы управления и защиты. В процессе физического пуска устанавливаются следующие характеристики:
– критическая загрузка;
– эффективность стержней СУЗ;
– запас реактивности;
– коэффициенты реактивности;
– распределение энерговыделения по радиусу и высоте
активной зоны;
– подкритичность реактора при полностью введенных
в активную зону поглотителях нейтронов.
Сначала эти характеристики измеряются при комнатной температуре - холодный физический пуск. Для опреде98
ления температурного эффекта реактивности и эффективности рабочих органов СУЗ в горячем состоянии проводится разогрев реактора - горячий физический пуск.
После достижения критического состояния в активную
зону поочередно порциями догружаются компенсирующие
стержни (КС) и тепловыделяющие сборки вплоть до полной (штатной) загрузки, причем число загруженных ТВС,
создающих запас реактивности в начале кампании, в десятки раз превышает mкр. Так, в реакторе РБМК-1000 m/mкр ≈ 70,
а в ВВЭР-440 это отношение равно 40.
3.11. Энергетический пуск ядерной
энергетической установки
Поэтапное повышение мощности ядерной энергетической установки от минимально контролируемого уровня
до номинального называют энергетическим пуском ЭЯУ.
Во время энергетического пуска:
– проверяется работоспособность систем и оборудования ЭЯУ на различных уровнях мощности;
– определяются поля энерговыделения в активной зоне
при различных положениях стержней СУЗ;
– изучается состояние оболочек твэлов методом радиационно-химического анализа теплоносителя;
– проверяется радиационная обстановка в помещениях
ЭЯУ и окружающей среды;
– проводятся динамические испытания ЭЯУ с отключенным одним или несколькими главными циркуляционными насосами (ГЦН) и турбины.
3.12. Работа реактора на мощности.
Остановка и расхолаживание реактора.
Остаточное тепловыделение
Регулирование мощности энергетического реактора, как
правило, осуществляется системой автоматического регулирования (АР). С помощью системы АР обеспечивается
автоматическое поддержание мощности реактора с погреш99
ностью не более ±1 % относительно заданного уровня в диа­
пазоне изменения от 1 до 100 % номинальной мощности.
Запас реактивности реактора при его работе на мощности непрерывно снижается. Постепенное уменьшение реактивности компенсируется выводом из активной зоны стержней СУЗ.
Выделяющаяся в ядерном реакторе энергия деления в виде теплоты отводится теплоносителем, циркулирующим через активную зону. К основным требованиям, предъявляемым к теплоносителям (перечисленным далее в п. 4.2), можно добавить:
– высокое значение теплоемкости и теплопроводности,
а также малую вязкость;
– малую коррозионную агрессивность и взрывобезопасность, негорючесть, нетоксичность.
В качестве жидкого теплоносителя применяется обычная и тяжелая вода с кипением и без него в реакторе, жидкие металлы и реже органические жидкости. Отвод тепла
должен быть организован как при номинальном, так и в аварийных режимах, например при разгерметизации контура
охлаждения реактора, когда происходит значительная утечка теплоносителя из контура и соответственно резкое уменьшение расхода теплоносителя через активную зону. В этих
аварийных режимах для того, чтобы исключить недопустимое повышение температуры оболочек и топлива, проводится экстренное автоматическое снижение тепловой мощности реактора до уровня, соответствующего уменьшенному расходу теплоносителя.
При аварийной остановке реактора снижение плотности
потока нейтронов происходит быстро, соответствующий
же спад тепловой мощности – существенно медленнее из-за
тепловой инерции активной зоны. Этот эффект усиливается из-за остаточного тепловыделения при радиоактивном
распаде продуктов деления (рис. 3.10). Как видим, через 20 с
тепловая мощность уменьшилась всего в 2,7 раза, хотя плотность потока нейтронов снизилась более чем на порядок.
Поэтому для обеспечения аварийного расхолаживания ре100
Рис. 3.10. Снижение плотности
потока нейтронов и спад тепловой
мощности после остановки реактора по сигналу аварийной защиты
актора необходимо создание надежной системы, обеспечивающей охлаждение реактора даже при нарушении электропитания и отключении ГЦН. Для этой цели применяются
главные циркуляционные насосы, снабженные специальными маховыми массами. В результате инерционность таких
насосов резко увеличивается, а скорость снижения расхода
теплоносителя через активную зону уменьшается.
Наличие остаточного тепловыделения из-за радиоактивного распада продуктов деления в активной зоне требует обеспечения длительного ее охлаждения и после остановки реактора. Мощность остаточного тепловыделения
Wост регулировать невозможно, она уменьшается со временем по мере распада продуктов деления по эмпирической
зависимости:
Wост = 0,07W0t -0,2 .
(3.36)
Например, для реактора ВВЭР-1000, длительно работавшего на номинальной мощности W0 = 3000 МВт, через сутки Wост ≈ 20 МВт, что достаточно, чтобы вызвать недопустимый перегрев активной зоны при отсутствии надежного
охлаждения. Поэтому категорически запрещен слив теплоносителя из работавшей некоторое время активной зоны,
а надежное охлаждение остановленного реактора чаще
всего осуществляется путем устойчивой естественной циркуляции теплоносителя в контуре.
101
Глава 4
Основные типы реакторов
и атомных электрических станций
4.1. Принципиальная схема и основные элементы
конструкции ядерных реакторов
Главным элементом ядерного реактора (рис. 4.1) является активная зона, в которой размещается ядерное топливо
и осуществляется цепная реакция деления. Ее размеры
должны быть такими, чтобы цепная реакция поддерживалась в течение всего заданного периода работы реактора.
Активная зона гетерогенных реакторов представляет собой
совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо.
В реакторе на тепловых нейтронах используется замедлитель (вода, графит, бериллий и т. д.), который служит для
снижения энергии нейтронов.
Через активную зону прокачивается теплоноситель,
охлаждающий твэлы. В некоторых типах реакторов роль
замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же ве­
щество, например обычная или тяжелая вода.
Каждый реактор имеет систему управления и защиты.
Система (органы) управления (регулирования) служит для
пуска и остановки реактора, а также для поддержания его
мощности на заданном уровне в течение всей кампании реактора. Система защиты обеспечивает быструю остановку
реактора или снижение его мощности при аварийных сигналах, поступающих от различных приборов, которые контролируют работу реактора и его устройств. Исполнительные органы СУЗ изготовляются из материалов, имеющих
большое сечение поглощения нейтронов (бор и борсодержащие материалы, кадмий, гадолиний, редкоземельные элементы).
102
Рис. 4.1. Принципиальная схема энергетического реактора: 1 – биологическая защита; 2 – тепло­выделяющий элемент; 3 – замедлитель;
4 – отражатель; 5 – герметичный корпус; 6, 7 – стержни регулирования;
8 – аварийная защита; 9 – детекторы нейтронного потока
Активная зона реактора окружена отражателем нейтронов - слоем материала для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Если отражатель имеет достаточную
толщину и изготовлен из материала с малым поперечным
сечением поглощения и большим сечением рассеяния, то
бόльшая часть нейтронов может быть отражена обратно в активную зону. В реакторах на тепловых нейтронах для отражателей применяются те же материалы, что и для замедлителей.
103
Благодаря отражателю происходит выравнивание плотности нейтронов и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить
бóльшую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива.
Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе, или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.
4.2. Основные требования, предъявляемые
к конструкции активной зоны, теплоносителям,
замедлителям и конструкционным материалам
Активная зона должна быть спроектирована так, чтобы
исключить возможность непредсказуемого перемещения ее
составляющих, которое приводит к разгону реактора. Основной конструктивной деталью гетерогенной активной
зоны является тепловыделяющий элемент – твэл. В современных энергетических реакторах используются стерж­
невые твэлы с топливом в виде спрессованных таблеток
диоксида урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки, которые устанавливаются в активной
зоне.
В тепловыделяющих элементах происходит генерация
основной доли тепловой энергии и передача ее теплоносителю. Более 90 % освобождающейся при делении энергии
выделяется внутри твэлов и отводится обтекающим их теплоносителем. Твэлы работают в очень тяжелых тепловых
режимах: температура их оболочки достигает 300-600 °С,
а удельное тепловыделение в активной зоне составляет
108 Вт/м3, в то время как в современных паровых котлах оно
не превышает 105 Вт/м3. Именно поэтому к тепловыделяющим элементам предъявляются высокие технические требования:
104
– механическая устойчивость и прочность, обеспечи­
вающая сохранение размеров и герметичности;
– малое сечение поглощения нейтронов конструкционным материалом и минимум этого материала;
– отсутствие взаимодействия ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой твэла, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах;
– высокая радиационная стойкость.
Геометрическая форма твэла должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем
от его поверхности.
Для обеспечения безопасности надежная герметичность
оболочек твэлов должна сохраняться в течение всего срока
работы ТВС (3-5 лет) и последующего хранения отработавших твэлов. С этой целью активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего расчетного срока службы не превышались установленные
пределы повреждений тепловыделяющих элементов. Число
твэлов с дефектами типа газовой неплотности не должно
превышать 1 %, твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем - не более 0,1 % от общего количества этих
элементов в активной зоне. Для реакторов атомных станций теплоснабжения, расположенных вблизи крупных городов, доля твэлов, которые потеряли герметичность, составляет 0,1 %, а доля имеющих контакт с теплоносителем не более 0,01 %.
При конструировании активной зоны должна быть
предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для прекращения цепной реакции в любых случаях,
связанных с нарушением ее охлаждения.
Предъявляются следующие основные требования.
К теплоносителям:
– обеспечение достаточно эффективного теплоотвода
при умеренных затратах мощности на перекачку;
105
– совместимость теплоносителя с конструкционными
материалами и ядерным топливом;
– слабое поглощение нейтронов, а в реакторах на быс­
трых нейтронах - низкая замедляющая способность;
– термическая и радиационная стойкость;
– малая активация;
– доступность и умеренная стоимость.
В реакторах на тепловых нейтронах широко используется обычная и тяжелая вода, газы; в реакторах на быс­
трых нейтронах - расплавленные металлы (натрий, висмут,
свинец).
К замедлителям:
– высокая замедляющая способность;
– слабое поглощение нейтронов.
Первому требованию удовлетворяют в той или иной
степени материалы с малым массовым числом, а второму вода (обычная и тяжелая), графит, бериллий и его оксиды.
Лучшей замедляющей способностью обладает обычная вода, однако она заметно поглощает нейтроны. Вследствие
этого ее коэффициент замедления, равный отношению замедляющей способности к сечению поглощения, сравнительно невелик. Наивысший коэффициент замедления имеет тяжелая вода, несколько уступает ей графитовый замедлитель. С нейтронно-физической точки зрения хорошим
замедлителем является бериллий. Его использование обес­
печивает дополнительную генерацию нейтронов за счет реакций (a, n) и (g, n), однако из-за высокой стоимости, токсичности, химической активности при контакте с водой
в энергетических реакторах бериллий не используется.
К конструкционным материалам:
– низкое сечение поглощения нейтронов;
– необходимая механическая прочность;
– высокая теплопроводность;
– высокая радиационная и коррозионная стойкость;
– совместимость с ядерным топливом, теплоносителем
и замедлителем.
106
В водоохлаждаемых реакторах преимущественно применяются циркониевые сплавы, сохраняющие свои характеристики до 440 °С. В реакторах с более высокой рабочей
температурой теплоносителя используются аустенитные
стали. В высокотемпературных гелиевых реакторах основным конструкционным материалом является графит.
Корпуса реакторов изготовляются из специальных нержавеющих сталей перлитного и аустенитного классов.
Наряду с металлическими иногда применяются прочно-­
плотные корпуса из предварительно напряженного железобетона.
4.3. Классификация ядерных реакторов
Большое разнообразие возможных типов реакторов
не позволяет провести их строгую классификацию по ка­
кому-либо одному признаку, поэтому обычно прибегают
к классификации по различным определяющим характе­
ристикам:
– структуре активной зоны, т. е. принципу размещения
топлива и замедлителя;
– целевому назначению;
– виду замедлителя и теплоносителя;
– энергетическому спектру, т. е. уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления.
1. По структуре активной зоны различают гетерогенные и гомогенные реакторы. В гетерогенных реакторах
топливо, замедлитель и теплоноситель пространственно
разделены. ТВС расположены в них обычно в виде правильной геометрической решетки, главным параметром которой является ее шаг, определяемый как расстояние между осями твэлов.
В гомогенных реакторах используется однородная смесь
топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора,
взвеси или расплавов. В силу ряда причин данные реакторы не получили широкого распространения.
107
2. По целевому назначению реакторы подразделяются
на энергетические, исследовательские, транспортные, промышленные и специального назначения, при этом на первый
план выдвигаются те или иные требования, определяющие
конструкционное оформление реактора, его характеристики и режим работы. Так, непременным условием для транспортных реакторов должны быть компактность и маневренность. Исследовательские реакторы, которые используются в материаловедении, должны быть высокопоточными.
Для изучения нейтронно-физических характеристик важно
иметь возможность выделять пучки нейтронов с определенной энергией, поэтому требование к энергетическим реакторам определяется, прежде всего, стремлением к их экономичности.
3. По энергетическому спектру нейтронов различают
реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах. Наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах, в которых бóльшая часть делений происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов.
Для тепловых реакторов характерны малая концентрация
топлива (1-100 кг/м3) и наличие большой массы замедлителя.
Как уже отмечалось, необходимость замедления нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления
топлива намного больше при малых значениях энергии
нейтронов, чем при больших. Например, сечение деления
для тепловых нейтронов составляет 585 б, а для быстрых 1,3 б. Поэтому делящихся изотопов для тепловых реакторов требуется гораздо меньше, чем для промежуточных
и быстрых реакторов. На тепловых нейтронах гомогенный
реактор может работать даже на природном уране, если
в качестве замедлителя используется тяжелая вода. Гетерогенный тепловой реактор может работать на естественном
уране, если в качестве замедлителя используется тяжелая
вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят критические размеры реактора. Среди энер108
гетических реакторов доминирующее положение занимают
реакторы на тепловых нейтронах.
В быстрых реакторах деление ядер топлива происходит
в основном нейтронами, энергия которых выше 0,1 МэВ.
Вероятность реакции деления в таких реакторах в 200300 раз меньше, чем в тепловых. Вследствие этого концентрация и обогащение делящегося вещества в активной зоне
быстрого реактора значительно выше. Таким образом, особенностями быстрого реактора являются наличие большой
концентрации высокообогащенного ядерного топлива в активной зоне и отсутствие замедлителя. Критические размеры активной зоны при этом уменьшаются, но увеличивается
удельная энергонапряженность. Осуществление большого
теплосъема возможно только при использовании энергоемких
теплоносителей, обладающих наилучшими теплофизическими характеристиками. Как правило, в быстрых реакторах
применяются жидкометаллические теплоносители - натрий,
калий, низкотемпературные сплавы. Паразитный за­хват нейтронов ядрами конструкционных материалов и продуктов
деления крайне незначителен, поэтому для данных реакторов существует широкий выбор конструкционных материа­
лов, позволяющих повысить надежность активной зоны.
Активная зона быстрых реакторов окружается так называемой зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, которые содержат обедненный уран или торий. Вылетающие
из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное горючее. Таким образом, достоинством быс­
трых реакторов является возможность организации в них
расширенного воспроизводства ядерного топлива, т. е. одновременно с выработкой энергии они могут производить
вместо выгоревшего топлива новое в количествах, превышающих загруженное. Для данных реакторов не требуется
замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны. В настоящее время быстрые реакторы находятся в стадии промышленного освоения.
109
В реакторах на промежуточных нейтронах большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (1 эВ - 100 кэВ). Масса замедлителя меньше,
чем в тепловых реакторах. По своим характеристикам такие реакторы занимают промежуточное положение между
тепловыми и быстрыми реакторами и используются только
в специальных исследовательских установках.
4. По виду замедлителя реакторы на тепловых нейтронах подразделяются на легководные, тяжеловодные, графитовые. Наиболее компактны реакторы с обычной водой
в качестве замедлителя. Графитовые реакторы в расчете
на единицу мощности имеют наибольшие размеры. Несколько меньшими размерами обладают тяжеловодные реакторы. Это обусловлено замедляющими свойствами замедлителей и связано с пробегом нейтрона при замедлении.
Наибольшей такой способностью обладает вода, худшей графит. Примерно в обратном порядке можно расставить
указанные вещества в отношении коэффициента замедления, исключая тяжелую воду, обладающую наивысшим коэффициентом. Именно в тяжеловодных реакторах можно
получить критическую массу на природном уране. С заметно бóльшими ограничениями можно сконструировать реактор на природном уране с графитовым замедлителем. При
использовании легководного замедлителя требуется только
обогащенный уран, так как вода не только хорошо замедляет, но и заметно поглощает их.
5. В зависимости от теплоносителя реакторы классифицируются на водоохлаждаемые, газоохлаждаемые и жидкометаллические. Наиболее распространенным теплоно­
сителем является обычная вода. Тяжелая вода из-за ее высокой стоимости используется реже и только в реакторах,
в которых она может быть и замедлителем. Заметное распространение получил газовый теплоноситель (гелий, углекислый газ) – единственно возможный в высокотемпературных реакторах. Расплавленные металлы получили применение в реакторах на быстрых нейтронах.
110
6. По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В первых давление теплоносителя несет корпус, во вторых - каждый отдельный
канал. Это определяется возможностью непосредственного
контакта теплоносителя и замедлителя. Там, где это невозможно, теплоноситель протекает в специальных каналах,
в которых размещаются ТВС. Стенки каналов рассчитываются на полное давление теплоносителя и предотвращают
его контакт с замедлителем.
7. Реакторы с водным теплоносителем подразделяются
на кипящие и с водой под давлением (без кипения). Это, прежде всего, относится к реакторам, охлаждаемым обычной
водой - как корпусным, так и канальным. Большинство
корпусных реакторов - это реакторы с водой под давлением, канальные реакторы - преимущественно кипящие.
8. По применяемому топливу классификация реакторов
весьма разнообразна: по обогащению (на природном и обогащенном уране); по агрегатному состоянию топлива (на
металлическом природном уране, легированном уране, керамическом топливе, расплавах); по воспроизводящему материалу (с уран-плутониевым или ториевым циклом).
Перспективы развития разных типов реакторов.
В ближайшие десятилетия АЭС будут базироваться в основном на энергетических реакторах на тепловых нейтронах, охлаждаемых обычной водой. При этом получат распространение два основных типа энергетических реакторов:
1) водо-водяные корпусные реакторы, в которых и теплоносителем, и замедлителем является обычная вода, которые в свою очередь также делятся на две группы:
- водо-водяные реакторы с водой под давлением (ВВЭР;
за рубежом такие реакторы называют PWR - Pressure Water
Reactor);
- водо-водяные кипящие реакторы (ВК; за рубежом такие реакторы называют BWR - Boiling Water Reactor);
2) канальные реакторы, которые также делятся на две
группы:
111
- водо-графитовые реакторы, охлаждаемые кипящей
водой и имеющие графитовый замедлитель (иногда их называют уран-графитовыми реакторами);
- тяжеловодные реакторы (ТВР), охлаждаемые кипящей или некипящей обычной или тяжелой водой с некипящим тяжеловодным замедлителем (за рубежом тяжеловод­
ные реакторы называют HWR - Heavy Water Reactor).
Другие типы энергетических реакторов, такие как высокотемпературные газоохлаждаемые корпусные реакторы (ВТГР), в которых в качестве теплоносителя обычно используется гелий, а в качестве замедлителя - графит (за рубежом такие реакторы называют HTGR - High Temperature
Gas-cooled Reactor) и реакторы на быстрых нейтронах
с натриевым охлаждением (БН; за рубежом такие реакторы называют LMFBR - Liquid Metal Fast Breeder Reactor),
не смогут оказать в ближайшее десятилетие заметного
влияния на выработку электроэнергии.
Парк энергетических ядерных реакторов в настоящее
время классифицируется как реакторы 2-го и 3-го поколений (лишь весьма ограниченное число реакторов 3+-поко­
ления работают в некоторых государствах) [14].
Группа стран, в том числе Канада, страны Европейского
союза, Япония, Россия, США, инициировали международное сотрудничество в области разработки ядерных реакторов следующего 4-го поколения, с целью увеличения КПД
с нынешнего 30-36 % до 45-50 % и выше, что дало бы рост
производства электричества (кВт∙ч/кг U) по сравнению
с нынешними технологиями легководных реакторов.
Программа Международного форума «Поколение IV»
сузила число вариантов дизайна ядерных реакторов до шести концепций:
1) быстрый реактор с газовым охлаждением (GFR), или
высокотемпературный реактор (HTR);
2) реактор с очень высокой температурой (VHTR);
3) быстрый реактор с натриевым теплоносителем (SFR);
4) быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR);
112
5) реактор на расплаве солей, или жидкосолевой реактор (MSR);
6) реактор, охлаждаемый сверхкритической водой (SCWR).
Энергетические ядерные установки. Энергетическая
ядерная установка представляет собой комплекс аппаратов,
систем, устройств и механизмов, предназначенных для преобразования ядерной энергии, освобождающейся в результате деления ядерного топлива, в электрическую, механическую или тепловую. ЭЯУ состоит из реакторной установки, в которой теплота, выделяющаяся в результате деления,
передается рабочему телу (веществу, совершающему работу, т. е. преобразующему теплоту в механическую энергию),
и турбинной установки, в которой тепловая энергия рабочего тела превращается в механическую (а затем и в электрическую). В качестве примера на рис. 4.2 приведена упрощенная тепловая схема первой в мире АЭС.
В зависимости от вида рабочего тела (водяной пар или
газ) турбинная установка называется паротурбинной (ПТУ)
или газотурбинной (ГТУ).
Рис. 4.2. Тепловая схема первой в мире АЭС: 1 – реактор; 2 – цир­
куляционные насосы; 3 – насосы подпитки первого контура; 4 – паро­
перегреватель; 5 – испаритель; 6 – подогреватель; 7 – турбина; 8 – генератор;
9 – конденсатор; 10 – насос конденсатора; 11 – деаэратор; 12 – циркуля­
ционные насосы второго контура; 13 – дополнительный бак для воды
113
Главное отличие атомной электрической станции от тепловой состоит в том, что на АЭС источником теплоты является не паровой котел, в котором в процессе горения органического топлива химическая энергия превращается в теплоту, а ядерный энергетический реактор, где в процессе
235
239
U или 94
Pu происходит превращение ядерделения ядер 92
ной энергии в тепловую. Этим определяются главные особенности ЭЯУ, среди которых отметим следующие.
1. Чрезвычайно высокую калорийность ядерного топлива. Например, ТЭС электрической мощностью 1000 МВт,
работающая на каменном угле, потребляет ежесуточно
~12 500 т угля, а АЭС той же мощности с реактором
ВВЭР-1000 - всего около 80 кг слабообогащенного урана.
Высокая калорийность ядерного топлива позволяет создавать судовые энергетические ядерные установки большой
мощности, не нуждающиеся в запасах топлива, что обеспечивает практически любую дальность плавания, увеличивает возможность для повышения грузоподъемности и скорости судов.
2. Невозможность полного «сжигания» всех делящихся
нуклидов за один цикл пребывания ядерного топлива в реакторе. Это существенно влияет на экономику АЭС и снижает привлекательность ядерной энергетики.
3. Возможность частичного, а в реакторах на быстрых
нейтронах – расширенного воспроизводства делящихся нуклидов, например изотопа 239Pu.
4. Существенно меньшее, чем ТЭС той же мощности,
воздействие АЭС на окружающую среду, так как «сжигание» ядерного топлива в реакторе происходит без окислителей.
5. Образование большого количества высокорадиоактивных продуктов деления и связанного с этим длительного остаточного тепловыделения в активной зоне после остановки реактора; наличие мощного ионизирующего излучения, вызывающего сильную наведенную радиоактивность
материалов активной зоны и теплоносителя; необходимость обеспечения ядерной и радиационной безопасности.
114
6. Предъявление особых требований к обеспечению надежного охлаждения.
7. Трудность организации ремонтных работ и замены
вышедшего из строя оборудования реакторной установки
из-за высокой радиоактивности в реакторе и контуре циркуляции теплоносителя.
8. Необходимость длительного и безопасного хранения
высокорадиоактивных отходов АЭС и ЭЯУ.
9. Требование для АЭС в 1,5-2 раза большего, по сравнению с ГЭС, количества воды для охлаждения конденсаторов турбин.
10. Снятие с эксплуатации.
Основная классификация энергетической ядерной установки проводится по числу контуров в ней. Выделяют 1-кон­
турные, 2-контурные, неполные 2- и 3-контурные ЭЯУ.
Основой ядерной энергетики являются 2-контурные ядерные установки с реакторами типа ВВЭР электрической мощностью 440, 1000, 1200 МВт и 1-контурные ЭЯУ с водо-­
графитовыми реакторами канального типа РБМК-1000
и РБМК-1500.
За рубежом для производства электрической энергии на
АЭС широкое распространение получили 2-контурные ядерные установки с реакторами типа ВВЭР и 1-контурные с реакторами типа ВК тепловой мощностью 3000-3800 МВт.
Основные технические характеристики энергоблоков с различными реакторами приведены в табл. 4.1.
Таблица 4.1. Основные характеристики энергоблоков
с различными реакторами [8, 15]
Характеристика
Тепловая мощность реактора, МВт
Электрическая мощность реактора,
МВт
КПД
Давление теплоносителя на выходе
из реактора, МПа
ВВЭР-1000 РБМК-1000
БН-600
3000
3200
1470
2×500
33,7
2×500
31,3
600
–
15,7
–
–
115
Окончание табл. 4.1
Характеристика
ВВЭР-1000 РБМК-1000
Температура теплоносителя
на входе/выходе, °С
289/322
Расход теплоносителя, м3/с
22,2
Давление перед турбиной, МПа
6,0
Высота корпуса реактора, м
10,88
Диаметр корпуса реактора, м
4,53
Высота активной зоны, м
3,56
Диаметр активной зоны, м
3,12
Число ТВС, шт.
151
Число твэлов в кассете, шт.
317
Диаметр твэла, мм
9,1
Средняя объемная мощность активной
зоны, МВт/м3
111
Загрузка урана, т
66
Среднее начальное обогащение, %
3,3
Средняя глубина выгорания,
МВт∙сут/т
30 000
Число испарительных каналов, шт.
Кампания топлива, сут
900
БН-600
270/284
10,4
6,4
7,0
11,8
18
-
380/550
–
–
–
–
0,75
2,05
-
48
192
1,8
840
1,26 т 235U
-
18 500
1693
1080
100 000
-
4.4. Водо-водяные энергетические реакторы
В бывшем СССР, как и во всем мире, были широко распространены водо-водяные реакторы корпусного типа. В таких реакторах обычная вода, являющаяся теплоносителем
и замедлителем нейтронов, находится под давлением 720 МПа. Высокое давление необходимо для получения температуры теплоносителя в реакторе 250-330 °С. По агрегатному состоянию теплоносителя корпусные реакторы подразделяют на реакторы с водой под давлением и с кипящей
водой.
Использование в качестве замедлителя и теплоносителя
легкой воды, а в качестве топлива - спеченного диоксида
урана, который сохраняет работоспособность при достаточно глубоком выгорании устойчивого к размыванию водой в случае разгерметизации твэла, позволяет получать
116
большие мощности при малом объеме активной зоны. Кроме того, применение циркониевых сплавов как основного
конструкционного материала дает возможность сохранить
благоприятный баланс нейтронов из-за небольшого поглощения цирконием.
Движение водяного теплоносителя в активной зоне корпусного реактора может быть одно- и двухзаходным. При
однозаходном варианте охлаждения теплоноситель проходит снизу вверх сразу через все каналы активной зоны.
В двухзаходном реакторе теплоноситель сначала идет вверх
через наиболее теплонапряженную центральную часть активной зоны, затем опускается вниз и далее движется через
ее периферию.
Реактор и с водой под давлением, и кипящий состоит из
следующих конструктивных узлов:
– корпуса реактора с крышкой и уплотнительными элементами;
– выемной корзины, в которой размещаются ТВС;
– внутреннего корпуса шахты реактора;
– теплового экрана с отражателем нейтронов;
– блока защитных труб;
– органов СУЗ;
– тепловой и биологической защиты.
Корпус реактора является одним из ответственных конструктивных элементов и должен обеспечивать абсолютную надежность в работе при больших давлениях и температуре, обладать высокой коррозионной и радиационной
стойкостью как в обычных условиях, так и аварийных ситуациях.
В странах СНГ на промышленных АЭС эксплуатируются водо-водяные реакторы: ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200.
В настоящее время строятся энергоблоки ВВЭР-1000 и
ВВЭР-1200. Первый реактор ВВЭР-1000 был установлен на
пятом блоке Нововоронежской АЭС и введен в эксплуатацию в 1980 г. Некоторые характеристики энергетических
установок с реакторами ВВЭР-1000 приведены в табл. 4.2.
117
Таблица 4.2. Параметры энергоблока с реакторами ВВЭР-1000 [8, 15]
Характеристика
Значение
Электрическая мощность блока, МВт
1000
Тепловая мощность реактора, МВт
3000-3200
Давление теплоносителя в реакторе, МПа
31,7
Расход воды через реактор, м3/ч
76 000
Температура воды на входе в реактор, °С
289
Средняя температура подогрева теплоносителя в реакторе, °С
35
Производительность 1 парогенератора, т/ч
1469
Давление пара перед турбиной, МПа
6
Эквивалентный диаметр активной зоны, см
316
Высота активной зоны, см
356
Удельная мощность активной зоны, кВт/л
107-115
Число топливных кассет, шт.
163
Масса UO2 в активной зоне, т
80
Длительность кампании, год
3
Число перегрузок за кампанию
3
Обогащение топлива, %
4,4
Средняя глубина выгорания топлива, МВт·сут/кг
40
В настоящее время проектный срок службы реакторного
бака составляет, лет
60
В России и США имеются несколько опытных реакторных установок для изучения перегрева пара в корпусных
водо-водяных реакторах кипящего типа.
На Ульяновской АЭС установлен реактор корпусного
типа с кипящей водой ВК-50. Активная зона с кипящей водой дает насыщенный пар, который в первой грубой сепарации отделяется от воды еще в корпусе реактора и далее
Таблица 4.3. Характеристики реактора ВК-50
Характеристика
Тепловая мощность реактора, МВт
Электрическая мощность реактора, МВт
Давление пара, МПа
Температура теплоносителя на выходе из реактора, °С
Высота активной зоны, м
Диаметр активной зоны, м
Обогащение топлива, %
118
Значение
150
33
9,0
510
2,0
2,6
1,5-3,5
после дополнительной сепарации попадает в турбину. В твэ­
лах использован диоксид урана с покрытием из циркониевого сплава; 127 твэлов составляют 6-гранную кассету.
В реакторе осуществляется естественная циркуляция теплоносителя. В табл. 4.3 даны некоторые характеристики
реактора ВК-50.
4.5. Канальный водографитовый реактор РБМК
Серийным энергетическим водографитовым реактором
в России является реактор РБМК. Первый такой реактор
электрической мощностью 1000 МВт был смонтирован
и введен в эксплуатацию в 1973 г. на Ленинградской АЭС.
В настоящее время данные реакторы успешно работают
на Ленинградской, Курской и других атомных электро­
станциях.
Приведем некоторые положительные особенности этих
реакторов:
– используется обладающий малым сечением поглощения нейтронов дешевый и доступный в больших количествах замедлитель - графит;
– можно создать реактор большой единичной мощности, что соответствует современной тенденции увеличения
мощностей;
– исключается проблема создания крупногабаритных
корпусов высокого давления;
– обеспечивается контроль каждого рабочего канала,
отключения или замены его без остановки реактора.
В основу конструкции реактора РБМК были положены
хорошо проверенные на практике решения:
– ТВС в виде пучка твэлов из диоксида урана с циркониевым покрытием;
– легководный кипящий теплоноситель с прямой подачей пара из сепаратора в турбину;
– поканальное регулирование расхода теплоносителя
и технологический контроль;
– графитовый замедлитель.
119
Главный недостаток канальных реакторов заключается
в разветвленности и громоздкости контура циркуляции.
Реактор РБМК-1000 - гетерогенный водографитовый
канальный кипящего типа - предназначен для выработки
насыщенного пара давлением 7 МПа. Теплоносителем является вода и пароводяная смесь, в качестве топлива используется диоксид урана UO2. Реактор размещен в бетонной шахте размерами 21×21 м и глубиной 25 м. Графитовая
кладка цилиндрической формы состоит из отдельных, собранных в колонны, блоков с осевыми цилиндрическими
отверстиями, в которые установлены технологические и спе­
циальные каналы. Кладка располагается в герметичной вну­
тренней полости (реакторном пространстве).
Основные показатели реактора РБМК-1000 приведены
в табл. 4.4.
Таблица 4.4. Основные параметры реактора РБМК-1000 [4, 8, 15]
Характеристика
Тепловая мощность реактора, МВт
Электрическая мощность реактора, МВт
Расход теплоносителя через реактор, т/ч
Паропроизводительность, т/ч
Давление пара в сепараторе, МПа
Температура теплоносителя на входе в реактор, °С
Температура теплоносителя на выходе из реактора, °С
Высота активной зоны, м
Диаметр активной зоны, м
Шаг технологической решетки, мм
Количество технологических каналов
Обогащение топлива, %
Средняя глубина выгорания, МВт∙сут/т
Максимальная температура графита, °С
Проектный срок службы реактора, лет
Значение
3140
1000
37 500
5468
7
270
284
7
11,8
250×250
1693
1,8-2,0
18 500
750
30
Технологический канал реактора состоит из корпуса
и концевых частей. Корпус канала в средней части представляет собой трубу наружным диаметром 88 мм и толщи120
ной стенки 4 мм, изготовленную из цирконий-ниобиевого
сплава (Zr + 2,5 % Nb), а приваренные к ней верхняя и нижняя концевые сборки - это коррозионно-стойкие трубы различных диаметров из стали 08Х18Н10Т.
4.6. Тяжеловодные реакторы
Тяжеловодными реакторами называют реакторы, в которых замедлителем является тяжелая вода D2О. Они наиболее экономичны в отношении расхода ядерного топлива,
что обусловлено свойствами D2О как замедлителя: тяжелая вода обладает наивысшим коэффициентом замедления
по сравнению как с обычной водой, так и с графитом. В этих
реакторах требуется минимальная загрузка топлива для
выработки единицы мощности. Тяжелая вода практически
не поглощает тепловые нейтроны, поэтому такие реакторы
могут работать на природном уране.
Основной недостаток тяжеловодных реакторов - высокая стоимость тяжелой воды. Пробег нейтронов в тяжеловодном замедлителе значительно больше, чем в обычной
воде, поэтому габариты этих реакторов заметно превышают размеры водо-водяных. Первыми реакторами такого типа стали американский СР-3, построенный в 1944 г., и ZEEP,
запущенный в Канаде в 1945 г. Наиболее известный реактор этого типа – канадский CANDU (Canada Deuterium Uranium). В Канаде атомная энергетика базируется исключительно на тяжеловодных реакторах CANDU. Это реакторы
канального типа, первый такой опытно-промышленный реактор электрической мощностью 22 МВт был пущен в 1962 г.
Впоследствии по мере освоения и модернизации оборудования были введены в эксплуатацию блоки мощностью
500, 600 и 750 МВт.
Помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан. Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов осуществляется в Индии.
121
Согласно литературным источникам, всего в мире на данный момент действует 47 энергетических реакторов на тяжелой воде, 3 находятся на стадии строительства.
В настоящее время в Индии разрабатывается так называемый улучшенный тяжеловодный ядерный реактор, использующий канальную архитектуру и ториевый цикл, а также обычную легкую воду в качестве теплоносителя с естественной циркуляцией. В нем замедлитель, тяжелая вода,
находится в отдельных от теплоносителя каналах под пониженным относительно теплоносителя давлением. Аналогичные проекты реализуются и в Канаде, например, в реакторе «Улучшенный CANDU», использующем обычный урановый цикл.
Основные характеристики реактора CANDU «Брюс» приведены в табл. 4.5.
Таблица 4.5. Основные характеристики реактора CANDU «Брюс»
Характеристика
Значение
Электрическая мощность реактора, МВт
Длина ТВС, мм
Топливная композиция
750
495
диоксид естествен­
ного урана
Теплоноситель
D2О
Давление на входе в реактор, МПа
9,8
Средняя глубина выгорания, МВт∙сут/кг
8,5
Максимальный тепловой поток, кВт/м2
1130
Тепловая мощность реактора, МВт
2855
Температура теплоносителя на выходе из реактора, °С
304
Начальная загрузка U2O, т
117
Давление пара перед турбиной, МПа
4,2
КПД, %
27
4.7. Реакторы на быстрых нейтронах
Для успешного развития ядерной энергетики необходимы достаточные запасы ядерного топлива. Однако поскольку запасы 235U ограничены, в топливный цикл следует включить 238U и 232Th, превращая их в 239Pu и 233U. В реакторах
122
на быстрых нейтронах отсутствует замедлитель, и бóльшая
часть делений ядер происходит при их взаимодействии
с нейтронами высоких энергий. Так как вероятность вза­
имодействий относительно мала, приходится использовать
высокообогащенное ядерное топливо и создавать высокую
концентрацию делящегося материала в единице объема активной зоны. Это обусловливает высокую удельную мощность и большую теплонапряженность активной зоны.
Удельная мощность реакторов на быстрых нейтронах достигает 500-600 МВт/м3, а удельные тепловые потоки превышают 2 МВт/м2.
Высокие тепловые напряжения в реакторах на быстрых
нейтронах, большой поток нейтронов и высокий уровень
рабочих температур предъявляют особые требования к материалам активной зоны. В качестве топлива обычно используются оксиды урана и плутония. Оболочка твэла изготовляется из нержавеющей стали, и его диаметр значительно
меньше диаметра твэла теплового реактора. Глубина выгорания топлива в 2-3 раза превышает глубину выгорания топлива в водо-водяных реакторах и достигает 100 000 МВт∙сут/т.
Отмеченные особенности реакторов на быстрых нейтронах
ограничивают для них выбор теплоносителя, в качестве которого, например, используется жидкий натрий, характеризующийся малыми сечениями замедления и поглощения
нейтронов. Низкая температура плавления натрия не вызывает осложнения в работе первого контура реактора при
пусках, а высокая температура кипения позволяет получать
на выходе из реактора натрий с температурой 500-600 °С
при относительно низком давлении. Большая теплопроводность жидкого натрия обеспечивает разность температур
между ним и стенкой твэла, не превышающую 10 °С даже
при больших тепловых нагрузках в активной зоне.
Активация натрия в активной зоне и его сильное взаимодействие с водой с выделением большого количества теплоты требует специальных конструктивных мер при со­
здании парогенераторов АЭС.
123
В реакторе БН-600 принята интегральная компоновка
первого контура: реактор, насосы и промежуточный тепло­
обменник располагаются в одном баке. Отвод тепла от реактора происходит по трехконтурной схеме. В первом контуре
теплоносителем служит натрий. Проходя через активную
зону, он активируется нейтронами, образуя радиоактивный
изотоп 24Na с периодом полураспада Т1/2 ~15 ч. Высокора­
диоактивный натрий первого контура охлаждается в промежуточных теплообменниках натрием второго контура.
Передача теплоты от промежуточных теплообменников
к парогенераторам осуществляется тремя автономными
петлями второго контура. Теплоносителем третьего контура являются вода и пар.
Из-за более высоких параметров теплоносителя и применения перегрева пара АЭС с реактором на быстрых нейтронах обладает более высоким КПД (42 %), что позволяет
на 1/3 сократить сброс теплоты в окружающую среду и таким образом снизить тепловое загрязнение охлаждающих
водоемов.
Исследование реакторов на быстрых нейтронах началось еще в 1940-х гг. Первые два реактора на быстрых нейТаблица 4.6. Основные характеристики АЭС с реактором БН-600 [8, 15]
Характеристика
Тепловая мощность реактора, МВт
Электрическая мощность реактора, МВт
Температура натрия на входе в реактор, °С
Температура натрия на выходе из реактора, °С
Давление пара на входе в турбину, МПа
Температура пара на входе в турбину, °С
Обогащение топлива активной зоны, %
Топливо зоны воспроизводства
Диаметр активной зоны, м
Высота активной зоны, м
Максимальная глубина выгорания, %
Масса топлива в активной зоне, т
Расход Na в 1-м контуре, т/ч
124
Значение
1470
600
380
550
14,2
505
21-29,4
обедненный уран
2,06
0,75
10
8,5
24 000
тронах появились в США: сначала был собран стенд
«Климентина» (работал с 1946 по 1952 г. в Лос-Аламосе),
а в 1951 г. - EBR (Experimental Breeder Reactor), который показал, что быстрый реактор может одновременно вырабатывать электроэнергию и воспроизводить топливо, т. е. быть
и энергетическим, и бридером.
В России функционируют быстрые реакторы с натриевым теплоносителем БР-10 (модернизация 1973 г.), БОР-60
(пущен в 1969 г.), БН-600 (п. Заречный Свердловской обл.,
3-й блок Белоярской АЭС, пущен в 1980 г.), БН-800 (4-й блок
Белоярской АЭС, пущен в 2015 г.).
Основные характеристики АЭС с реактором БН-600 приведены в табл. 4.6.
4.8. Проект Белорусской АЭС
В настоящее время ведутся работы по проектированию
и строительству ядерных блоков 3-го и даже 4-го поколения. В России уже реализуется проект атомных электростанций с блоками поколения 3+ - «АЭС-2006». Именно
АЭС с этими блоками строится в нашей республике.
15 марта 2011 г. между Россией и Беларусью было подписано Межправительственное соглашение о строительстве
российской стороной (генеральный подрядчик - ЗАО «Атом­
стройэкспорт» госкорпорации «Росатом») на территории на­
шей страны атомной электрической станции. Для возведения
Белорусской АЭС был выбран проект АЭС-2006 (генеральный проектировщик - ОАО Нижегородская инжиниринговая компания «Атомэнерго проект»).
Общий вид площадки Белорусской АЭС показан на
рис. 4.3.
Основные технические характеристики и параметры
энергоблока Белорусской АЭС с реактором ВВЭР-1200 приведены в табл. 4.7.
Белорусская АЭС компонуется двумя энергоблоками
АЭС-2006 с реакторной установкой (РУ) В-491 мощностью
125
Рис. 4.3. Общий вид (макет) площадки Белорусской АЭС
не менее 1190 МВт (электрических) каждый и предназначена для выработки электроэнергии в базовом и маневренном
режимах в диапазоне изменения мощности РУ от 50 до 100 %.
Энергоблок Белорусской АЭС состоит из реакторной установки с водо-водяным энергетическим реактором на тепловых нейтронах и турбогенераторной установки. Тепловая схема преобразования и передачи энергии от реактора к турбогенератору является двухконтурной. На рис. 4.4 представлена
принципиальная технологическая схема энергоблока АЭС.
Работа АЭС. В активной зоне реактора создаются условия, при которых протекает ядерная реакция деления урана
на тепловых нейтронах с выделением тепловой энергии.
Теплоноситель первого контура, проходя через активную зону, нагревается и по четырем параллельным циркуляционным петлям поступает в трубное пространство парогенератора (ПГ), где отдает свою энергию, производя пар второго контура. От ПГ теплоноситель возвращается в реактор
для повторного нагрева. Циркуляция в петлях осуществляется четырьмя главными циркулярными насосами. Колебания давления и температурные изменения объема теплоносителя первого контура воспринимаются компенсатором
126
Таблица 4.7. Основные технические характеристики и параметры
Белорусской АЭС [16]
Характеристика
Значение
Тепловая мощность реактора, МВт
3200
Электрическая мощность реактора, МВт
1200
КПД, %
35,9
Замедлитель
вода
Теплоноситель
вода
Тепловая схема
двухконтурная
Давление внутри корпуса реактора, МПа
16,2
Расход теплоносителя, м3/ч
86 000
Давление пара перед турбиной, МПа
7,0
Высота корпуса реактора, м
11,2
Наружный диаметр корпуса реактора, м
4,64
Высота активной зоны, м
3,73
Эквивалентный диаметр активной зоны, м
3,16
Число ТВС, шт.
163
Число твэлов в кассете, шт.
312
Диаметр топливной таблетки в твэле, мм
7,60
Средняя объемная мощность активной зоны, МВт/м3
109,4
Загрузка урана, т
87,0
Обогащение топлива, %
от 1,30 до 4,95
Максимальная глубина выгорания, средняя по ТВС,
МВт∙сут/кг U
60
Кампания топлива, год
4
Число ежегодно перегружаемых ТВС, шт.
42
Коэффициент использования мощности
за весь срок службы АЭС, %
90
Себестоимость электроэнергии (проект),
цент/кВт∙ч [17]
0,45
Срок службы основного оборудования, лет
60
Максимальная глубина выгорания, МВт∙сут/т
60
Количество ТВС с ОР СУЗ, шт.
121
Температура воды на входе в активную зону, °С
298
Температура воды на выходе из активной зоны, °С
329
Паропроизводительность ПГ, т/ч
1602
Масса топлива в твэле (в ТВС), кг
1,712 (534)
Температура наружной поверхности твэла
в стационарном режиме, °С
355
127
128
Рис. 4.4. Принципиальная технологическая схема энергоблока
129
давления (КД). В случае значительных повышений давления первого контура (при нарушениях нормальной эксплуа­
тации) пар из КД через импульсно-предохранительные
устройства сбрасывается в барботажный бак, который
охлаждается промежуточным контуром.
Из паропроизводительной части парогенераторов пар
по главным паропроводам попадает в турбину. Проходя через цилиндр высокого давления и четыре цилиндра низкого давления, пар отдает энергию турбине. При этом происходит переход тепловой энергии в механическую энергию
вращения ротора турбины. Генератор, ротор которого находится на одном валу с ротором турбины, преобразует механическую энергию в электрическую.
Отработанный пар, после прохождения через турбину,
попадает в конденсатор, где конденсируется за счет охлаждения циркуляционной водой.
Первый контур содержит радиоактивный теплоноситель
и состоит из главного циркуляционного контура (ГЦК) и системы компенсации давления.
Главный циркуляционный контур осуществляет отвод
тепла от активной зоны реактора путем циркуляции теплоносителя по замкнутому контуру, а также передачу тепла
второму контуру. В состав главного циркуляционного контура входят:
– водо-водяной энергетический реактор номинальной
тепловой мощностью 3200 МВт, в качестве теплоносителя
и замедлителя в котором используется вода с борной кислотой под давлением 16,2 МПа (абс.), в качестве топлива в активной зоне - слабо обогащенный диоксид урана UO2;
– четыре горизонтальных парогенератора типа ПГВ-1000
МКП;
– четыре главных циркуляционных насосных агрегата
типа ГЦНА-1391;
– главный циркуляционный трубопровод Ду850.
Система компенсации давления, являясь составной частью первого контура, выполняет функции создания давле130
ния в первом контуре, поддержания его в стационарных режимах, регулирования давления при разогреве и расхолаживании, ограничения отключения давления при нарушениях
нормальной эксплуатации, включая аварии.
Первый контур имеет связи с системами безопасности,
а также с системами нормальной эксплуатации, обеспечивающими обслуживание и надежную безопасную эксплуатацию реакторной установки.
Второй контур, нерадиоактивный, состоит из паропроизводящей части парогенераторов ПГВ-1000 МКП, главных паропроводов, турбины, вспомогательного оборудования и связанных систем деаэрации, подогрева и подачи питательной воды в парогенераторы, которые обеспечивают
связь между первым и вторым контурами. Коллекторные
и теплообменные трубки парогенераторов являются барьером между средой второго контура и предотвращают распространение радиоактивных веществ из первого контура
во второй.
Срок службы основного оборудования реакторной установки (корпус реактора, внутрикорпусные устройства, парогенератор, главный циркуляционный трубопровод, главный циркуляционный насосный агрегат, система аварий­
ного охлаждения зоны, система аварийного газоудаления)
составляет 60 лет.
Оборудование реакторной установки рассчитано на сейс­
мические воздействия интенсивностью 7 баллов по шкале
MSK-64 (максимальное расчетное землетрясение). При землетрясении интенсивностью до 6 баллов обеспечивается
нормальная эксплуатация энергоблока с выдачей электро­
энергии в сеть, при 6 и более - аварийная остановка реакторной установки.
Проект АЭС выполнен с учетом следующих экстремальных нагрузок:
– падение самолета весом 5,7 т со скоростью 100 м/с;
– максимального расчетного землетрясения интенсивностью 7 баллов по шкале МSК-64;
131
– воздушной ударной волны, возникающей в результате
внешнего взрыва, с максимальным давлением во фронте
волны 30 кПа;
– смерча (торнадо) класса 3,60 по шкале Фуджиты;
– других экстремальных климатических воздействий
(снег, ветер и т. д.).
Основное технологическое оборудование, примененное
в проекте, имеет многолетний положительный опыт эксплуатации как на российских, так и зарубежных АЭС, построенных по российским проектам.
В основу обеспечения безопасности в проекте Белорусской АЭС заложен принцип глубокоэшелонированной защиты, под которой понимается применение системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений
и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы
технических и организационных мер по защите барьеров
и сохранению их эффективности и непосредственно по защите населения.
Система барьеров включает:
– топливную матрицу;
– оболочки твэлов;
– границу контура теплоносителя реактора;
– герметичное ограждение локализующих систем безопасности (здание реактора).
Применение принципа глубокоэшелонированной защиты позволяет выполнить требования полноты возможных состояний АЭС и разумной достаточности мер безопасности.
Проект учитывает критерии безопасности нормативных документов России, рекомендаций МАГАТЭ, МКРЗ,
общеевропейских требований качества (European Utility
Requirements); основан на использовании освоенной технологии предлагаемого оборудования, наличии прототипов,
опыте проектирования, сооружения и эксплуатации российских и зарубежных энергоблоков (Калининская, Балаковская, Волгоградская АЭС в России, АЭС «Тяньвань»
в Китае, АЭС «Куданкулам» в Индии); разработан в соот132
ветствии с общей программой обеспечения качества Белорусской АЭС.
Здание реактора является основным, вокруг которого
группируются остальные здания и сооружения «ядерного
острова» и энергоблока в целом. Здание реактора представляет собой сооружение, состоящее из двух защитных оболочек. Внутренняя герметичная оболочка внутренним диаметром 44,0 м и толщиной стен 1,2 м, внутренняя поверхность вершины купола которой находится на отметке +66,6 м,
выполнена из предварительно напряженного бетона; внутренняя поверхность облицована для герметичности углеродистой сталью.
Все оборудование реакторной установки (реактор, главные циркуляционные петли, четыре главных циркуляционных насосных агрегата, трубное пространство, парогенератор, компенсатор давления) размещено в герметичной оболочке реакторного отделения, где также в бассейне выдержки
хранится отработавшее топливо.
Внутренняя герметичная оболочка служит защитой от
внутренних воздействий, обеспечивает герметичность при
всех режимах работы АЭС, включая аварийные, и является
системой локализации аварии.
Наружная защитная оболочка наружным диаметром
51,6 м выполнена из обычного железобетона. Верх купола
соответствует отметке +70,2 м. Толщина стены равна 800 мм.
Ширина зазора между оболочками составляет 1,8 м в цилиндрической и верхней частях.
Наружная защитная оболочка служит физической защитой от внешних воздействий.
По периметру к зданию реактора примыкают следующие сооружения и здания «ядерного острова»:
– эстакада транспортного шлюза;
– здание паровой камеры;
– здание управления;
– вспомогательный корпус;
– здание безопасности.
133
Здание безопасности предназначено для размещения
оборудования и трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны, спринклерной системы, системы аварийного ввода бора в реактор и некоторых других систем.
Во вспомогательном корпусе размещаются вспомогательные системы первого контура, системы спецгазоочистки и спецводоочистки, обработки отходов, вентиляционные системы зоны контролируемого доступа.
Здание управления служит для размещения в нем электротехнических и измерительно-коммуникационных систем,
обеспечивающих контроль за управлением энергоблока как
в режиме нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах. Кроме того, здесь размещаются блочный и резервный пункты управления, а также баки обессоленной воды,
технологически относящиеся к паровой камере.
Здание паровой камеры расположено между зданиями
реактора и зданием турбины и предназначено для размещения оборудования и трубопроводов системы защиты парогенераторов от избыточного давления, систем питательной
воды и подачи обессоленной воды.
Глава 5
Безопасность ядерных реакторов
Безопасные корабли - это корабли, вытащенные на берег.
Анахарсис, VI в. до н.э., ок. 605–545 гг.
Если опасность ассоциируется с угрозой нанесения урона (вреда) здоровью, ущерба имуществу и благополучию
человека и окружающей его среде, то безопасность - это
по своей сути отрицание опасности. Приведем несколько
определений понятия «безопасность» из разных нормативно-законодательных документов, построенных по принципу отрицания опасности.
Радиационная безопасность населения - состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от
вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения (Закон Республики Беларусь от 05.01.1998 г. № 122-3
«О радиационной безопасности населения»).
Ядерная безопасность - состояние защищенности граждан и окружающей среды от вредного воздействия ионизирующего излучения ядерной установки и (или) пункта хранения, обеспеченное достижением надлежащих условий их
эксплуатации, а также надлежащим обращением с ядерными материалами, отработавшими ядерными материалами
и (или) эксплуатационными радиоактивными отходами
(Закон Республики Беларусь от 30.07.2008 г. № 426-3
«Об использовании атомной энергии»).
Безопасность (ядерная) - достижение надлежащих условий эксплуатации, предотвращение аварий или смягчение последствий аварий, благодаря чему обеспечивается
защита работников, населения и окружающей среды от
чрезмерной радиационной опасности (Глоссарий МАГАТЭ
по вопросам безопасности, г. Вена, 2008 г).
135
Согласно белорусским правилам обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок, ядерная безопасность исследовательских ядерных установок - это свойства исследовательских ядерных установок при нормальной эксплуатации, нарушениях нормальной эксплуатации,
включая проектные аварии, ограничивать радиационные воздействия на работников (персонал), население и окружающую среду установленными пределами.
По российским правилам обеспечения безопасности
ОПБ-К-98 [18] – ядерная безопасность есть совокупность
свойств энергетической ядерной установки, состояний технических средств и организационных мер, исключающих
с определенной вероятностью ядерную аварию (возникновение и развитие неуправляемой цепной реакции деления).
Особенность ядерного реактора заключается в том, что
энерговыделение в нем, обусловленное цепной реакцией
деления, практически безгранично и не зависит от тепло­
отвода. Более того, данная реакция весьма чувствительна
к малейшим изменениям реактивности и при ее положительном значении может развиваться чрезвычайно быстро.
Второй особенностью является то, что в процессе работы
в реакторе накапливается большое количество радиоактивных продуктов деления, активируется теплоноситель и другие материалы, расположенные как в самой активной зоне,
так и в непосредственной близости от нее, и находящиеся
в поле нейтронного излучения. Основная радиоактивность
накапливается в твэлах.
Принципы и критерии безопасности. Основной задачей обеспечения безопасности АЭС является защита населения, эксплуатационного персонала и природной среды
от неприемлемого уровня радиационного воздействия, достигаемая техническими средствами и организационными
мерами.
Безопасность обеспечивается реализацией следующих
мер и принципов:
136
– построением многоэшелонированной защиты от выхода радиоактивных веществ в помещениях АЭС и за ее
пределы;
– высоким качеством обоснованности проекта реакторной установки и систем, важных для безопасности;
– высоким качеством изготовления и монтажа обору­
дования и систем;
– применением надежных средств предотвращения подавления аварийных процессов, оснащением АЭС системами безопасности, которые предназначены для предупреждения аварий и ограничения их последствий;
– квалифицированной эксплуатацией АЭС в соответствии с технологическим регламентом и обеспечением принципа «культура безопасности»;
– устойчивостью оборудования АЭС к внешним воздействиям и ошибкам персонала;
– выбором благоприятной площадки размещения АЭС
и необходимой санитарно-защитной зоны.
Обеспечение безопасности при возникновении аварийных ситуаций осуществляется системами безопасности,
которые контролируют аварию и выполняют следующие
основные функции: остановку реактора, отвод остаточных
тепловыделений, ограничение распространения радиоактивных веществ.
Системы безопасности подразделяются на системы
аварийной остановки реактора, аварийного отвода тепла,
локализирующие, управляющие и обеспечивающие. Нормальное состояние систем безопасности - режим ожидания
аварии, а основное требование к ним - гарантированное
срабатывание.
Различают активный и пассивный принципы действия
систем безопасности.
Активный принцип. Для выполнения заданной функции необходимо обеспечить определенные условия, а именно:
подать команду на включение, обеспечить снабжение энергией и т. д. Системы и устройства, для которых характерен
137
активный принцип действия, называются активными. Как
правило, они сложны по конструкции и имеют многочисленные связи с другими устройствами, от которых зависит
их работоспособность.
Пассивный принцип. Для выполнения заданных функций не требуется работа других систем и устройств. Пассивные системы функционируют под влиянием воздействий,
непосредственно возникающих вследствие исходного события. Примерами использования естественных процессов в системах безопасности являются: введение рабочих органов
аварийной защиты под действием силы тяжести, естественная циркуляция теплоносителя в системе аварийного отвода тепла, срабатывание пневматического или электромагнитного клапана под действием пружины соответственно
при сбросе воздуха и снятии питания с электромагнита.
К пассивным устройствам безопасности относятся защитная оболочка, предохранительный клапан прямого действия, гидроаккумулятор с запасом воды.
Для снижения вероятности выхода из строя важных для
безопасности систем используются следующие принципы:
– резервирование - применение избыточного количества систем;
– независимость - функционирование одной системы
не должно зависеть от работы другой;
– разделение - физическое разделение систем, выполняющих одну и ту же функцию, барьером или разнесением их
на определенное расстояние для уменьшения вероятности
и одновременного отказа;
– различие (разнообразие, разнотипность) - использование различных конструкций, принципов действия и т. д.
Системы аварийной остановки реактора. Системы аварийной остановки обеспечивают гашение цепной ядерной
реакции при неуправляемом росте мощности, генерируемой
в активной зоне, снижении интенсивности теплоотвода от
нее, других опасных нарушениях безопасной эксплуатации,
а также поддержание остановленного реактора в подкрити138
ческом состоянии с учетом высвобождения реактивности
при его расхолаживании. Гашение цепной реакции деления
осуществляется воздействием на реактивность активной
зоны. Для этого могут применяться поглощающие стержни
или растворы, подвижные ТВС, детали отражателя и другие средства, т. е. допускаются различные проектные решения, учитывающие специфику реакторов.
При этом должны быть предусмотрены по меньшей мере две независимые системы воздействия на реактивность,
желательно основанные на различных принципах. Каждая
из них должна быть способна независимо одна от другой
обеспечивать переход из любого состояния нормальной
эксплуатации в подкритическое состояние и поддержание
этого состояния при рабочей температуре теплоносителя
и замедлителя без превышения допустимых для нормальной эксплуатации пределов повреждения твэлов. Необходимо также, чтобы в любой момент эффективность органов
СУЗ превышала максимальный запас реактивности, а время срабатывания было возможно меньшим (за 1-2 с должно
вводиться не менее 1-2 β отрицательной реактивности). Начавшееся защитное действие должно доводится до конца.
Действие системы аварийной остановки реактора может
происходить как автоматически, так и по инициативе оператора с пульта управления реактором. При создании современных АЭС эти системы стремятся сделать как можно
менее чувствительными к ошибочным действиям персонала. Эго достигается, например, исключением самой возможности вмешательства оператора в работу систем безопасности.
Системы аварийного отвода тепла. Остановленный
энергетический реактор любого типа требует организации
отвода остаточных тепловыделений до тех пор, пока мощность тепловыделений не сравняется с мощностью рассеивания тепла в окружающую среду. Различают систему аварийного расхолаживания и систему охлаждения активной
зоны. Вторая обеспечивает отвод остаточных тепловыделений
139
в условиях герметичного первого контура, первая - в авариях с разгерметизацией первого контура и потерей теплоносителя. Данное деление достаточно условно.
Система аварийного охлаждения активной зоны строится с использованием активных и пассивных элементов
и состоит из трех подсистем: пассивного впрыска с гидроаккумуляторами, активного впрыска с насосами низкого давления и активного впрыска с насосами высокого давления.
Первые две подсистемы обеспечивают охлаждение активной зоны при большой разгерметизации первого контура,
включая максимальную проектную аварию с разрывом
главного циркуляционного трубопровода полным сечением, а последняя служит для восполнения потерь теплоносителя первого контура и отвода тепла от активной зоны при
относительно малой разгерметизации контура.
Подсистема пассивного впрыска предназначена для первоначального залива активной зоны водой в случае большой течи первого контура и состоит из нескольких гидроемкостей с запасом воды, находящейся под давлением азота,
а также трубопроводов с обратными клапанами, связывающими гидроемкости с реактором. При разгерметизации
первого контура и снижении давления до установленного
значения обратные клапаны открываются, и вода под давлением азота подается в реактор.
Подсистема активного впрыска с насосами низкого давления используется для заполнения реактора и охлаждения
активной зоны при больших течах теплоносителя после
опорожнения гидроаккумуляторов. Процесс функционирования состоит из двух этапов. На первом подача борированной воды в реактор осуществляется из баков аварийного
запаса. После исчерпания запаса раствора бора в баке открывается задвижка на трубопроводе, соединяющем насос
с приямком, и организуется циркуляция по замкнутому
контуру: приямок - теплообменник - насос - реактор приямок. В таком режиме охлаждение реактора обеспечивается до тех пор, пока не будут созданы условия, позволя140
ющие проводить выгрузку активной зоны и ремонтно-восстановительные работы.
Подсистема аварийного расхолаживания реактора с во­
дой под давлением включается в работу при срабатывании
аварийной защиты в ситуациях с нарушениями теплоотвода.
Локализующие системы безопасности предназначены
для предотвращения или ограничения распространения радиоактивных веществ внутри АЭС и выхода в окружающую среду. Наиболее эффективным средством локализации является защитная оболочка (контайнмент). Ее функцио­
нирование обеспечивается действием различных подсистем,
при этом главными задачами являются:
– выдерживать повышенное давление, возникающее
внутри оболочки при потере теплоносителя первого контура;
– во взаимодействии с системами охлаждения предотвращать повышение давления внутри оболочки сверх проектных пределов с последующим его снижением;
– ограничивать выход радионуклидов в окружающую
среду;
– защищать установку от внешних воздействий;
– предотвращать возникновение взрывоопасных концентраций водорода.
Барьеры безопасности. Принцип защиты в глубину.
При проектировании АЭС одним из основных принципов
безопасности является принцип защиты в глубину, в соответствии с которым для предотвращения или ограничения
неблагоприятных последствий отказов оборудования (или
ошибок персонала) предусматривается несколько уровней
защиты.
Важнейшим требованием данного принципа является организация физических барьеров безопасности. На пути распространения осколков деления при их потенциально возможном выходе из топливной композиции в окружающую
среду в современных реакторах имеется несколько барьеров безопасности. Первый барьер безопасности образует сама топливная композиция. Диоксид урана при нормальных
141
рабочих температурах удерживает более 98 % продуктов
деления.
Вторым барьером безопасности является оболочка твэла,
которая обеспечивает его целостность, механическую прочность и препятствует попаданию продуктов деления в теплоноситель (первый контур). Герметичность оболочки должна сохраняться в течение всего срока работы твэла, а также
последующего хранения отработавшего топлива.
В случае попадания радиоактивных продуктов деления
в теплоноситель их дальнейшему распространению препятствует третий барьер безопасности – герметичные системы первого контура (корпус реактора, другие сооружения, трубопроводы).
Корпус реактора должен сохранять герметичность в течение всего периода эксплуатации (60 лет). Схема первого
контура должна гарантировать, что естественная циркуляция обеспечит отвод остаточного тепловыделения и предотвратит превышение пределов температуры твэлов. Главные циркуляционные насосы должны обладать достаточной инерцией, чтобы продолжать прокачку теплоносителя
через активную зону некоторое время. Эти требования особенно важны в случае аварии с потерей электропитания.
И, наконец, при протечках первого контура продукты деления задерживаются либо системой герметичных помещений, либо прочной двойной оболочкой реактора (контайнментом) - четвертый барьер безопасности.
Внутренняя герметичная оболочка в случае гипотетической аварии не дает радиации распространиться за пределы здания реактора. Внешняя оболочка охраняет реактор
от неблагоприятных внешних воздействий: ураганов, землетрясений, взрывов и т. д. Она надежно защищает реактор
от любых диверсий, даже в случае падения на станцию самолета - такое маловероятное событие тоже принимается
во внимание при проектировании АЭС.
В бетонной шахте реактора на случай гипотетической
аварии с расплавлением активной зоны размещается специ142
альная устройство - «ловушка», которая не позволяет расплавленной активной зоне нарушить герметичность защитной оболочки.
Контайнмент современных атомных станций - весьма
сложное и дорогостоящее сооружение. Это цилиндрическое железобетонное здание высотой - 60 м, диаметром 40 м, с толщиной стен - 1,5 м, которое имеет внутри герметизирующую стальную облицовку и насыщено всевозможным оборудованием и приборами.
Состояние всех защитных барьеров непрерывно контролируется, при нарушении любого из них реактор останавливается для устранения причин возникших неполадок.
В условиях нормальной эксплуатации атомной электростанции обеспечивается целостность всех защитных барьеров. Радиационное влияние АЭС при ее нормальной работе
практически отсутствует. Его невозможно почувствовать
на фоне излучения естественных источников излучения,
присутствующих в любой точке Земли.
Об эффективности принимаемых мер радиационной защиты можно судить по тому, что выход радиоактивных веществ из нормально работающей АЭС в десятки раз меньше, чем, например, от угольной станции той же мощности.
Многолетняя практика наблюдений подтверждает, что дополнительное облучение населения, проживающего в районах размещения АЭС, ничтожно мало: оно составляет доли
процента облучения от естественных источников радиации, таких как космическое излучение, природная радиоактивность почвы, воды, воздуха. Мировая статистика убедительно свидетельствует: за всю историю мирного использования ядерной энергии не было случаев опасного облучения
населения от нормально работающих атомных станций,
не отмечено их вредного влияния на здоровье людей.
Глава 6
Культура физической
ядерной безопасности
Отметим, что культура физической ядерной безопасности – молодая дисциплина, находящаяся на стадии развития и становления. Вопросам повышения, оценки, управления культурой безопасности на ядерных объектах Беларуси
посвящена работа [19].
Впервые слово «культура» (от лат. cultura - возделывание, позднее - воспитание, образование, развитие, почитание) встречается в латинских источниках II в. до н. э. Современное понятие культуры как цивилизации в основном
сформировалось в VIII – начале XIX в. в Западной Европе.
Культура настолько всеобъемлющее понятие (система),
что в него можно включить в качестве составляющих все
искусственно созданное человечеством, в отличие от есте­
ственно-природной окружающей среды.
Поскольку понятие «культура» является ключевым для
далее рассматриваемых понятий, приведем одно из его
определений.
По мнению профессора Г. А. Новикова (Госкорпорация
«Росатом»), культура - создаваемые, накапливаемые на сознательном и подсознательном уровнях, сохраняемые и передаваемые от поколения к поколению знания, верования,
традиции, привычки и убеждения, нормы и ценности, правила и ритуалы, воспроизводящие социальный опыт людей
и помогающие им жить и развиваться в определенной среде, сохранять единство и целостность своего сообщества.
Согласно определению Международного агентства по
атомной энергии, культура безопасности - квалифициро144
ванная и психологическая подготовленность всех лиц, при
которой обеспечение безопасности атомных станций является приоритетной целью и внутренней потребностью, приводящей к осознанной ответственности и самоконтролю при
выполнении всех работ, влияющих на безопасность. Другими словами, культура безопасности - это определенная совокупность приоритетов, принципов и практик в деятельности организаций и учреждений, в поведении и убеждениях отдельных лиц, определяющих способ ведения работ.
Общая культура безопасности ядерных объектов включает в себя требования к производству, эксплуатационную
и физическую безопасность. Общая культура физической
безопасности, например, исследовательских ядерных установок включает в себя три основные составляющие:
– культуру научных исследований, т. е. получение достоверных и качественных экспериментальных данных с минимальными погрешностями;
– ядерную эксплуатационную безопасность и радиационную защищенность персонала, населения и природы;
– учет, контроль и физическую защиту ядерных материалов.
Атомная отрасль представляет собой сложный научно-­
технический комплекс; высокая наукоемкость и энергоемкость атомной отрасли, техническая и производственно-­тех­
нологическая сложность деятельности, носящей комплекс­
ный характер и создающий специфические виды опасности
и особые риски, требуют высокой культуры производства.
Культура ядерной безопасности зависит не только от качества и надежности оборудования, качества технологических процессов и управления, но и от качества персонала
на основе общей культуры, воспитания, образования, профессионализма, идеологии и психологии безопасности,
формирующих корпоративную культуру.
Государственная политика и отношение руководства
на уровне предприятия, организации. Обеспечение ядерной безопасности должно являться одной из приоритетных
145
задач политического руководства государства, руководства
и персонала предприятия.
Ядерная отрасль страны и соответствующие министерства (ведомства) отвечают за оценку угрозы, организацию
обучения, инспекций, решение финансовых вопросов, разработку нормативно-правовой базы, информирование общественности и работу с населением, повышение открытости и транспарентности.
Чем полнее, конкретнее и детальнее разработана правовая база, регулирующая нормы ядерной безопасности, тем
меньше возможности у персонала импровизировать и по-своему трактовать нормативные документы и, соответственно,
делать новые ошибки. И хотя в нормативных документах
трудно предусмотреть все виды угроз ядерной безопасности, все же четкие законы и нормативные документы должны помочь персоналу в развитии и укреплении культуры
безопасности в соответствии с государственной и ведомственной политикой.
Тексты правил, норм, методических указаний и инструкций, законодательной базы в целом должны соответствовать современным реалиям и быть удобными для использования.
К оборудованию, важному для безопасности, предъявляются следующие требования: оно должно быть доступным, отвечать национальным и международным стандартам, а также ценовым возможностям потребителя, т. е. может быть приобретено предприятием с самыми скромными
финансовыми возможностями. Это связано с необходимостью
долгосрочной перспективы автоматизации систем безопасности для минимизации ошибок со стороны персонала.
Руководители организаций оказывают существенное
влияние на формирование культуры ядерной безопасности.
Одна из основных функций, которую они должны осуществлять, это создание определенной организационной культуры и моделей поведения на предприятии. Руководящий
состав должен не только сам понимать важность культуры
146
безопасности, но и непосредственно участвовать в этой работе: убеждать персонал в ее важности; собственным примером пропагандировать ценность и значение культуры
безопасности, а также поощрять ее внедрение.
Поскольку в целом культура инертна и противится изменениям, необходима постоянная оценка понимания уровня культуры безопасности на предприятии и действий персонала по укреплению безопасности на различных уровнях
руководства.
Система управления культурой физической ядерной
безопасности на ядерном объекте. Система управления
культурой физической ядерной безопасности (КФЯБ) является инструментом установления прочной политики КФЯБ
на ядерном объекте. Одна из основных задач этой системы
заключается в воспрепятствовании, в том числе и право­
выми средствами, несанкционированному использованию,
обращению с ядерными и радиационными материалами
и установками либо захвату, хищению, разрушению, диверсии в отношении ядерного и радиационного материала или
ядерных установок.
В организационную структуру системы управления
КФЯБ, обеспечивающую режим физической ядерной безопасности, входят властные структуры управления, пограничная служба, таможня, вооруженные силы, МВД, МЧС,
законодательные органы, надзорные органы в области ядерной безопасности, организации – пользователи ядерным
и радиоактивным материалом. Координация и взаимодействие перечисленных структур являются необходимым условием развития эффективной культуры физической безопасности на всех уровнях.
При осуществлении лицензируемых видов деятельности в области использования ядерной энергии и на работах
с источниками ионизирующего излучения руководство ядерного объекта должно осуществлять свою деятельность в соответствии с требованиями законодательства и рекомендациями МАГАТЭ.
147
На ядерном объекте должна проводится работа по внедрению программ качества, разработанных на основе требований международного стандарта ISO 9001:2008, которая
направлена на вовлечение всех структур и должностных
лиц, от руководства высшего и среднего звена до персонала, в процесс достижения высокого качества и культуры
безопасности.
Система культуры физической ядерной безопасности
ядерного объекта должна быть структурирована, четко
сформулирована политика в области обеспечения безопасности, разработано положение о структурных подразделениях, а также цели и задачи этих подразделений, обязанности и ответственность должностных лиц, руководителей
подразделений и ответственность должностных лиц, руководителей подразделений и персонала.
На объектах применения ядерных материалов и в организациях использования ядерной энергии применяется
трехуровневая модель эффективной культуры физической
ядерной безопасности (рис. 6.1).
Основными составляющими культуры физической ядерной безопасности выступают: убеждения, отношения, поведение и система управления. Правильная их комбинация
ведет к наиболее эффективной физической ядерной безопасности. Основой КФЯБ является признание теми, кто занимается вопросами регулирования, управления или применения объектов ядерных материалов, что реальная угроза
существует и что физическая ядерная безопасность необ­
ходима.
Весьма важными в области культурной физической ядерной безопасности являются:
– количественное определение результатов деятельности;
– система поощрения за хорошую работу;
– техническая оснащенность предприятия и техническое обслуживание оборудования физической защиты;
– планирование и управление работой;
– психологическая обстановка на объекте и предприятии;
148
– обучение и повышение квалификации персонала;
– контролируемый доступ к секретной информации;
– создание эффективной оценки надежности персонала
и смягчения отрицательных последствий угроз, связанных
с такими факторами, как злоупотребление алкоголем и упо­
требление наркотиков, а также преступная деятельность
и аберрантное поведение (отклоняющееся от нормы, плохо
адаптивное или патологическое поведение человека);
– управление изменениями в аппаратных средствах, процедурах, организационной структуре, задачах и обязанностях персонала;
– получение, пересмотр и применение своего опыта и опыта других организаций;
– проведение регулярных и приближенных к практике
тренингов и учений;
– взаимодействие с регулирующими и правоохранительными органами;
– сотрудничество с внешними организациями.
Высшим органом в структуре системы физической ядерной безопасности является Координационный совет по культуре физической ядерной безопасности. Состав совета опре­
деляется приказом директора ядерного объекта, из его состава назначается координатор по КФЯБ, занимающийся
вне­дрением, совершенствованием и реализацией Про­г раммы
повышения КФЯБ.
Проверка уровня культуры ядерной безопасности проводится методом самооценки и экспертной оценки. Экспертная оценка уровня КФЯБ может осуществляться экспертами органа надзора, например, Департамента по ядерной
и радиационной безопасности министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь (Госатомнадзор МЧС)
с участием координатора по культуре в порядке, установленном этим органом.
Самооценка выполняется по методике оценки уровня
КФЯБ, разработанной на ядерном объекте, и осуществля­
ется путем экспертизы организационно-распорядительной
149
Рис. 6.1. Характеристики культуры физической ядерной безопасности
150
документации по учету, контролю и физической защите
ядерных материалов; собеседования (опроса) с персоналом
всех уровней; наблюдением за выполнением работ и др.
Для проведения самооценки приказом руководителя ядерного объекта назначается комиссия.
По результатам оценки уровня КФЯБ составляется отчет, в котором проводится анализ наметившихся негативных тенденций, снижающих уровень культуры безопасности; разрабатываются корректирующие меры, направленные на дальнейшее повышение культуры безопасности.
При неудовлетворительном уровне культуры безопасности уведомляется руководство органов надзора. После
проверки руководителями проверенных подразделений составляется план мероприятий по устранению замечаний.
Глава 7
Обращение с отработавшим
ядерным топливом
и радиоактивными отходами АЭС
7.1. Обращение с отработавшим ядерным топливом
Настанет время, когда наши потомки будут удивляться,
что мы не знали таких очевидных вещей
Сенека, 4 г. до н. э. – 65 г. н. э.
Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) - это твэлы
или ТВС, извлеченные из реактора после выработки ими
штатного ресурса.
При работе реактора на мощности в процессе нейтронного облучения в топливной композиции твэла и в конструкционных элементах ТВС происходят изменения и усложнения химического состава в результате ядерных превращений
одних элементов в другие. Поэтому в массе ОЯТ в разных
количествах содержатся практически все элементы таблицы
Менделеева, при этом многие из образовавшихся ядер радио­
активны. Для примера укажем, что каждая тонна UO2 свежего топлива легководного реактора с обогащением 3,2 %
по 235U содержит 27,9 кг 235U и 853,5 кг 238U. Каждая тонна
UO2 отработавшего топлива с выгоранием 36 МВт∙сут/кг
содержит 5,96 кг 235U и 826 кг 238U и, кроме того, 3,6 кг 236U,
около 8,3 кг нуклидов плутония, 32,4 кг продуктов деления, 0,44 кг 237Np, 0,13 кг Am и 35 г Cm [20].
Таким образом, отработавшее ядерное топливо является весьма ценным вторичным сырьем для получения компонентов ядерного топлива и целого ряда радиоактивных
изотопов. с точки зрения, например, геолога отработавшее
ядерное топливо - это, прежде всего, уран-плутониевая руда с содержанием ключевых делящихся изотопов примерно
в тысячу раз выше, чем в естественной урановой руде, а добывать ее дорого и экологически очень хлопотно.
152
Кроме того, отработавшее ядерное топливо - руда полиметаллическая, и по платиноидам тоже необыкновенно
богатая, почти 0,5 % от массы топлива, что по сегодняшним рыночным ценам составляет десятки тысяч долларов
на тонну ОЯТ. Также весьма перспективным является добыча из отработавшего ядерного топлива родия, рутения,
палладия, циркония.
Вместе с тем отработавшее ядерное топливо является
потенциально опасным продуктом деятельности ядерной
энергетики: именно в нем сосредоточено до 98 % общей радиоактивности материалов, вовлеченных в сферу человеческой деятельности.
На рис. 7.1 в качестве примера приведена активность отработанного топлива легководного реактора с выгоранием
Рис. 7.1. Активность отработавшего ядерного топлива легководного реактора после трехлетней выдержки
153
36 МВт∙сут/кг в зависимости от времени после выгрузки из
реактора [20].
Основная доля активности отработавшего ядерного топлива приходится на продукты деления. За трехлетний период выдержки активность продуктов деления и актинидов
уменьшается на два порядка. При переработке топлива продукты деления и актиниды (нептуний, америций и кюрий)
отделяются и направляются в отходы высокой удельной активности (ОВУА). Здесь же оказываются около 1 % плутония
и урана, составляющих потери топлива. Остальные 99 %
урана и плутония возвращаются в топливный цикл. Основная масса продуктов деления распадется в течение первых
500 лет. После 200 лет доминирующая активность ОВУА
будет определяться активностью актинидов.
Общий объем отработавшего ядерного топлива, накоп­
ленного в мире, весьма значителен. К 2014 г. в мире его насчитывалось примерно 350 тыс. т [7], из них в России - примерно 20 тыс. т суммарной активностью примерно 4,7∙109 Ки,
и этот объем неуклонно растет. Так, в России прирост составляет около 850 т ежегодно, в мире - 11-12 тыс. т [20].
Но при этом необходимо отметить, что масса ежегодно накапливаемого ОЯТ на АЭС в мире не превышает долей процента от ежегодного прироста массы высокотоксичных отходов и практически все отработавшее ядерное топливо
изолировано от окружающей среды в надежных, компактных, хорошо контролируемых хранилищах.
На восьми энергоблоках реакторов ВВЭР-1000 в России
ежегодно образуется 190 т ОЯТ [20]. Что же делать с отработавшим ядерным топливом, с этим ценным и одновременно высокорадиоактивным сырьем? Сегодня в мире отсутствует единая концепция обращения с ОЯТ, и каждая
ядерная страна придерживается своей стратегии обращения с ним.
В настоящее время в мировой практике реализуются
два варианта ядерного топливного цикла (ЯТЦ): открытый,
согласно которому отработавшее ядерное топливо захора154
нивается в геологических формациях, замкнутый, когда оно
перерабатывается и делящиеся материалы возвращаются
в реактор.
Ядерный топливный цикл - это вся последовательность
повторяющихся производственных процессов от добычи
топлива до удаления радиоактивных отходов.
Обычно ядерный цикл включает в себя:
− добычу урановой руды;
− концентрирование урана из руды;
− конверсию (превращение) уранового концентрата в форму гексафторида UF6;
− изотопное обогащение UF6 изотопом 235U;
− конверсию фторида в оксид UO2, изготовление сырых
топливных таблеток и их спекание, изготовление твэлов и ТВС;
− работу ТВС в активной зоне реактора, деление урана-235 нейтронами, получение энергии;
− временное хранение отработавшего топлива в бассейне выдержки;
− обращение с ОЯТ и возможный возврат их в цикл.
Отметим, что существуют также проекты трансмутации, когда в результате нейтронного облучения отработавшего ядерного топлива в специальных реакторах долгоживущие высокоактивные радионуклиды переводятся в короткоживущие либо стабильные. Пример трансмутации
некоторых долгоживущих радиоактивных нуклидов приведен в табл. 7.1.
Так, например, продукт деления йод-129, имеющий период полураспада 1,57·107 лет, поглотив нейтрон тепловой
энергии, превращается в йод-130, который, в свою очередь,
испытав b--распад, через несколько суток превратится в стабильный изотоп ксенона. Таким же образом можно подобрать условия для каждого долгоживущего изотопа.
Кроме того, есть предложения по выводу высокоактивных радионуклидов в космическое пространство. Выполняются исследовательские работы по моделированию самозахоронения высокоактивных радионуклидов в глубинных
155
Таблица 7.1. Преобразование долгоживущих радиоактивных ядер
в стабильные или короткоживущие с помощью нейтронов
Т1/2 ядра, лет
Реакция
Т1/2 ядра-продукта
65000
29,12
1,53·106
2,13·105
1,00·105
1,57·107
2,30·106
30,0
2,14·106
432,2
7380
Sе + n → 80Sе
90
Sr + n → 91Sr
93
Сr + n → 94Сr
99
Tc + n → 100Tc
126
Sn + n → 127Sn
129
I + n → 130I
135
Cs + n → 136Cs
137
Cs + n → 138Cs
237
Np + n → 238Np
241
Am + n → 242Am
243
Am + n → 244Am
стабильный
9,5 ч
стабильный
15,8 с
2,1 ч
12,36 ч
13,7 дней
32,2 мин
2,12 дней
16,0 ч
10,1 ч
79
геологических формациях в результате проплавления горных пород за счет тепловыделения самих радионуклидов.
Однако результаты этих работ еще далеки от того, чтобы их
можно было применять в промышленных масштабах, учитывая, что наработки ОЯТ даже одним энергоблоком составляют десятки тонн в год.
В таких странах, как США, Швеция, Финляндия, Испания, Канада, принята концепция захоронения ОЯТ тепловых реакторов в глубоких геологических формациях, но
на практике такие проекты согласно [21] до 2012 г. нигде
не применялись.
В США реализуется открытый ядерный топливный цикл;
современная политика обращения с ОЯТ предусматривает
его долговременное хранение на площадке АЭС.
Тем не менее в 2011 г. планировалось провести исследование трех стратегий ядерного топливного цикла – открытый, «модифицированный» открытый, полностью замкнутый – для будущего принятия решения о политике в области обращения с ОЯТ.
В отчете Массачусетского технологического института
(2010 г.) [22] сделан вывод о том, что
156
– переработка ОЯТ в США в краткосрочной перспек­
тиве невыгодна из-за дороговизны этого технологического
процесса и что поставки урана удовлетворяют спрос ядерной энергетики;
– рекомендуется реализовывать открытый ядерный топ­
ливный цикл в течение следующих нескольких десятилетий с использованием легководных реакторов LWR как
приоритетный экономический выбор для развития ядерной
энергетики США;
– планирование долговременного хранения ОЯТ в течение столетий должно быть неотъемлемой частью стратегии
развития топливного цикла.
В области обращения с отработавшим ядерным топливом в качестве оптимального варианта для США рекомендуется ориентироваться на промежуточное хранение ОЯТ,
предпочтительно в региональных централизованных сухих
хранилищах в течение 100 лет или более. В США по со­
стоянию на 31 декабря 2011 г. более 67 тыс. т ОЯТ, или более 174 тыс. ТВС, хранится на 77 площадках в 35 штатах,
из них ~46,7 тыс. т ОЯТ в «мокрых» хранилищах АЭС
и ~15,9 тыс. т на сухом хранении; количество отработавшего ядерного топлива увеличивается примерно на 2 тыс. т
в год [22].
Франция, Россия, Великобритания, Индия, Китай, Япония выбрали переработку ОЯТ с возвратом урана в топ­
ливный цикл тепловых реакторов и кондиционированием
радиоактивных отходов [21]. Основным направлением политики России в области обращения с ОЯТ согласно Концепции по обращению с отработавшим ядерным топливом,
[20, 21] является:
– переработка ОЯТ и возврат в ядерный топливный
цикл регенерируемых ядерных материалов, а также искусственных делящихся материалов, образующихся при работе ядерного реактора (плутония и других трансурановых
элементов);
– минимизация РАО при переработке ОЯТ.
157
Страны, эксплуатирующие лишь несколько АЭС, ориентируются на долгосрочное хранение ОЯТ.
Концепция обращения с отработавшим ядерным топливом в Республике Беларусь по состоянию на июнь 2016 г.
не разработана, стратегия обращения с ОЯТ Белорусской
АЭС не принята.
Сложившаяся система обращения с ОЯТ включает в себя хранение, транспортировку и переработку. В качестве
примера приведем схему обращения с отработавшим ядерным топливом реакторов ВВЭР-1000 в России (рис. 7.2).
Хранение ядерного топлива в приреакторных бассейнах
выдержки предполагает размещение его в «мокрых» хранилищах с водяным охлаждением. Длительное хранение
ОЯТ в таких хранилищах затруднено из-за радиолиза воды,
она разлагается с выделением водорода. При взаимодействии же водорода с металлом оболочек твэла происходит
изменение его механических свойств - водородное охрупчивание. Это, в свою очередь, может привести к разгерметизации тепловыделяющих элементов. Пока эта проблема
Рис. 7.2. Схема обращения с ОЯТ реакторов ВВЭР-1000
158
не решена, ОЯТ после 3-5 лет выдержки в приреакторных
«мокрых» хранилищах транспортируют на сухое хранение.
Заметим, что из-за более высокого выгорания ядерного
топлива в ВВЭР-1200 по сравнению с ВВЭР-1000 время выдержки ОЯТ Белорусской АЭС в приреакторных хранилищах увеличивается до 5–10 лет. «Сухое» хранилище ядерного топлива горно-химического комбината - сооружение,
в котором охлаждение отработавшего ядерного топлива построено на принципах пассивной безопасности и осуще­
ствляется путем естественной конвекции воздуха. Топливо
размещено в трех герметичных контурах, в среде инертного газа, который исключает коррозию. Конвекция воздуха
обеспечивается конструкцией здания, хранение автономно –
не требуется электроэнергии, воды, действий персонала.
Переработка отработавшего ядерного топлива с целью
извлечения полезных компонентов для их последующего
использования является высокой технологией, освоенной
в промышленном масштабе только лишь в четырех ведущих ядерных державах: Великобритании, Франции, России
и Японии, причем три первые страны оказывают соответствующие услуги другим государствам.
Отметим, что разработка технологии выделения ценных компонент из ОЯТ обошлась исключительно дорого
и стала возможной только потому, что создавалась как важнейшее из производств ядерно-оружейного комплекса. Минимальная мощность завода по переработке, при котором
он становится рентабельным, - 1000 т в год. Такова производительность британских и французских предприятий.
Российский завод по переработке отработавшего ядерного
топлива РТ-1 ПО «Маяк», введенный в эксплуатацию в 1977 г.,
производительностью 600 т в год, перерабатывает ОЯТ реакторов транспортных, исследовательских, ВВЭР-440, ВВЭР-1000,
БН-600. Для реакторов РБМК до 2005 г. действовал отложенный ядерный топливный цикл: ОЯТ хранится в водных
приреакторных бассейнах выдержки и отдельно стоящих
хранилищах отработавшего ядерного топлива; переработка
159
его не проводилась. По состоянию на 2010 г. всего в мире
действовало 7 заводов по переработке облученного топлива [20].
Однако как в России, так и в странах мирового сообщества наблюдается дефицит производственных мощностей
по переработке ОЯТ. Так, в странах Европы по состоянию
на 2000 г. из общего количества топлива 70,2 т, выгруженного из реакторов, переработано 59,1 т; в США топливо
не перерабатывается. Подобное положение с переработкой
ОЯТ характерно и для стран, входящих в Организацию экономического сотрудничества и развития: количество отработавшего ядерного топлива, выгруженного из реакторов,
составило 267 тыс. т; на хранении находилось около 178 тыс. т,
было переработано примерно 89 т [20].
Радиохимический завод на горно-химическом комбинате в Красноярском крае РТ-2 производительностью 1500 т
в год планируется ввести в действие в 2020-х гг.
Выделенные из переработанного топлива уран и плутоний возвращаются в топливный цикл. Перспективным считается МОКС-топливо - ядерное топливо, содержащее, как
правило, смесь оксидов плутония и урана; применение переработки ОЯТ и использование выделенного плутония в виде МОКС-топлива в тепловых реакторах позволяет снизить
необходимость в уране до 30 %. Содержание оксида плутония в этом топливе может составлять от 1,5 до 30 %. Одним
из привлекательных свойств МОКС-топлива является то,
что при его производстве могут использоваться излишки
так называемого оружейного плутония, которые в противном случае являлись бы радиоактивными отходами.
С оставшимися после переработки радиоактивными
изотопами обращаются как с радиоактивными отходами.
7.2. Основные принципы обращения
с радиоактивными отходами
Стремясь к лучшему, не натворить худшего.
Академик РАН Ю. Б. Харитон
Радиоактивные отходы - отходы, содержащие радиоактивные изотопы химических элементов, дальнейшее использование которых не предусматривается.
Радиоактивные отходы образуются:
– при добыче и переработке радиоактивных руд;
– при изготовлении ядерного топлива;
– в процессе производства энергии на атомных электростанциях;
– при переработке отработавшего ядерного топлива;
– при производстве оружейных ядерных материалов;
– в процессе эксплуатации и утилизации кораблей и судов с транспортными ядерными энергетическими установками;
– при проведении научно-исследовательских работ с использованием радиоактивных веществ и делящихся материалов;
– при применении радионуклидов в медицине, науке
и технике;
– при подземных ядерных взрывах;
– при реабилитации территорий, загрязненных радиоактивными веществами;
– при радиационных авариях.
В результате развития ядерной энергетики, атомной промышленности и атомного флота в Российской Федерации
накоплены РАО общей активностью более 1,5∙109 Ки. В российских пунктах хранения находятся более 500 млн м3 жидких и свыше 180 млн т твердых радиоактивных отходов.
По агрегатному состоянию радиоактивные отходы подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.
К жидким РАО относятся не подлежащие дельнейшему
использованию органические и неорганические жидкости,
161
в которых удельная активность радионуклидов более чем
в 10 раз превышает референтные уровни содержания их
в питьевой воде.
К твердым РАО причисляются отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для
дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, если они соответствуют одному из следующих критериев [23]:
– их удельная активность больше:
100 кБк/кг - для источников b-излучения;
10 кБк/кг - для источников a-излучения;
1 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов;
– мощность дозы g-излучения на расстоянии 0,1 м от их
поверхности превышает фон на 1 мкЗв/ч.
– фиксированное поверхностное загрязнение b-излучателями превышает 500 част/см2∙мин, a-излучателями 50 част/см2∙мин, а трансурановыми радионуклидами 5 част/см2∙мин.
Твердые и жидкие радиоактивные отходы в зависимости от удельной активности подразделяются на три категории (табл. 7.2).
Таблица 7.2. Классификация твердых и жидких РАО
по удельной активности
Удельная активность, Бк/кг
Категория отходов
b-излучающие
радионуклиды
a-излучающие
радионуклиды
трансурановые
радионуклиды
Низкоактивные
Среднеактивные
Высокоактивные
менее 106
106-1010
более 1010
менее 105
105-109
более 109
менее 104
104-108
более 108
Обращение с радиоактивными отходами - это виды
деятельности, связанные со сбором, сортировкой, обезвреживанием, хранением, переработкой, кондиционированием, перевозкой, долговременным хранением и (или) захоронением РАО.
162
В соответствии с основополагающими принципами
МАГАТЭ обращение с РАО должно осуществляться таким
образом, чтобы:
– обеспечить приемлемый уровень защиты здоровья человека и охраны природной среды;
– учитывать последствия для здоровья человека и охраны природной среды за пределами национальных границ;
– не возлагать чрезмерного бремени на будущие поко­
ления;
– предсказуемые последствия для здоровья будущих поколений не превышали соответствующих уровней последствий, принятых в наши дни;
– обращение с РАО осуществлять в рамках соответ­
ствующей национальной правовой структуры, предусмат­
ривающей четкое распределение обязанностей и обеспечение независимых регулирующих функций;
– образование РАО удерживать на минимальном практически осуществимом уровне;
– надлежащим образом учитывать взаимозависимости
между всеми стадиями образования РАО и обращения
с ними;
– надлежащим образом обеспечивать безопасность установок по обращению с РАО на протяжении всего срока их
службы.
Специфика радиоактивных отходов состоит в том, что
в настоящее время единственным приемлемым способом
их относительного обезвреживания является хранение в течение длительного времени с целью распада содержащихся
в них радионуклидов:
– до 300 лет - для отходов низкого и среднего уровней
активности;
– до 1000 лет - для высокоактивных отходов, содержащих долгоживущие продукты деления;
– более 1000 лет - для отходов, содержащих трансурановые элементы.
Принципиальная схема этапов обращения с РАО представлена на рис. 7.3.
163
Рис. 7.3. Принципиальная схема обращения с РАО
164
Газообразные отходы АЭС обычно содержат радиоактивные благородные газы, немного трития, йода и радиоактивные аэрозоли. В основном они выделяются при очистке
теплоносителя первого контура. Вначале газообразные отходы проходят специальную обработку, включающую выдержку в газгольдерах для уменьшения активности короткоживущих радионуклидов, и очистку в различного рода
фильтрах. Затем они выбрасываются через трубы высотой
100-150 м. Очистка сбросного воздуха АЭС настолько эффективна, что газообразные отходы не загрязняют почву во­
круг станции. При этом расчетная доза облучения на одного человека, проживающего вблизи электрической станции
мощностью 1000 МВт, не превышает 2 мбэр/год, что сравнимо с колебаниями естественного радиоактивного фона.
Согласно проекту Белорусской АЭС [16], с целью предотвращения загрязнения воздушной среды помещений атомной электростанции радиоактивными веществами выше допустимых пределов и снижения их в атмосферном воздухе
при работе станции в системе вентиляции помещений, пре­
дусмотрены различные технические решения, включающие,
в частности,
− применение двухступенчатой очистки вытяжного воздуха;
− поддержание разряжения (100-200 Па) в защитной герметичной оболочке и в межоболочечном пространстве здания реактора;
− вытяжная и приточная вентиляция оснащены фильтровальной станцией.
Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) на АЭС образуются при штатной работе энергоблоков за счет протечек
теплоносителя, при работе установок поддержания водно-­
химического режима контуров водоочисток, а также при
дезактивации оборудования, помещений и спецодежды,
в саншлюзах и радиохимических лабораториях.
В зависимости от физико-химического состава ЖРО
подразделяются на гомогенные (водные или органические
165
растворы); гетерогенные (пульпы, эмульсии, суспензии);
вы­соко- и малосолевые. Жидкие радиоактивные отходы
хранятся на промплощадке АЭС, в хранилище жидких радиоактивных отходов и представляют собой высокоминерализованные растворы с солесодержанием 200–300 г/л.
Химический состав жидких отходов всей АЭС представлен
в основном различными солями натрия.
В процессе эксплуатации одного энергоблока с реактором ВВЭР-1000 потери борной кислоты за год составляют
20–30 т, а объем образующихся радиоактивных вод 20-30 тыс. м3. Активность жидких радиоактивных отходов
АЭС с энергоблоками ВВЭР и РБМК в основном обусловлена наличием 134Cs и 137Cs (70-90 %), содержание других радионуклидов (90Sr, 60Co, 58Co, 54Mn, 51Cr, 59Fe, 110Ag, 124Sb)
меньше на 2-4 порядка. Активность жидких радиоактивных отходов, обусловленная наличием трития, составляет
единицы процентов от общей активности, а обусловленная
90
Sr не превышает 0,1 %.
Жидкие радиоактивные отходы ядерного энергоблока
проходят предварительную очистку и обработку, затем перерабатываются на установках глубокого выпаривания,
после чего отверждаются.
Для удаления примесей в ЖРО используются физико-­
химические процессы, основанные на адгезии - прилипании примесей к поверхности фильтрующих материалов,
каогуляции - укрупнении частиц за счет слипания их друг
с другом, флотации - всплывании частиц на поверхность
воды в результате образования сгустков, насыщенных газами.
Обработка радиоактивных вод в ядерной энергетике
проводится такими способами, как
– соосаждение - захват примесей (микрокомпонентов)
осадком макрокомпонентов;
– фильтрация воды через слой зернистого материала;
дистилляция - испарение ЖРО в дистилляторах (испарителях) с последующей конденсацией пара в охладителях (конденсаторах);
166
– ионный обмен - извлечение из водных растворов различных ионов посредством обмена их на другие ионы, входящие в состав фильтрующих материалов ионитов;
– ионоселективная сорбция - поглощение радионуклидов цезия и кобальта фильтрами системы специальной водоочистки (СВО);
– дегазация - процесс связывания или удаления из обрабатываемой воды растворенных в ней углекислого газа,
кислорода, радиоактивных благородных газов (криптон,
ксе­нон, йод), водорода;
– обратный осмос - движение молекул растворителя из
раствора через полупроницаемую мембрану в чистую воду;
– электродиализ - метод разделения исходного раствора на чистую воду и концентрат, основанный на явлении
электролиза;
– флотация и вымораживание.
Отверждение ЖРО необходимо для обеспечения безопасного, надежного долговременного хранения (захоронения)
радиоактивных отходов. Из применяемых методов отверж­
дения ЖРО отметим:
– битумирование;
– цементирование;
– остекловывание;
– включение в керамику.
Метод битумирования продуктов переработки жидких
радиоактивных отходов нашел широкое применение благодаря универсальности битума как связующего ингредиента, в который могут быть включены практически все продукты переработки жидких радиоактивных отходов. При
битумировании рекомендуется, чтобы объемная активность ЖРО не превышала 3,7∙106 Бк/л (10 –4 Ки/л).
Процесс цементирования основан на смешении жидких
отходов с цементом в смесители, при этом для большей стабильности и долговечности бетон изготовляют из зольной
пыли или печного шлака и портландцемента. Этот метод применяется для отверждения ЖРО с объемной активностью
167
3,7∙106 Бк/л (10 –4 Ки/л). В ограниченных масштабах цементирование используют в практике отверждения отходов
в России, США, Германии, Швеции, Финляндии, Италии
и других странах.
Одним из способов достижения долговечности отходов
является остекловывание. В Селлафилде (Великобритания)
высокоактивные РАО смешивают с сахаром и затем кальцинируют. Кальцинирование подразумевает прохождение
отходов через нагретую трубу, вращающуюся в индукционной печи, с целью испарения воды и деазотирование
продуктов деления. В полученное вещество постоянно добавляют измельченное стекло. В результате получается новая субстанция, в которой при затвердении отходы связываются со стеклянной матрицей. Это вещество в расплавленном состоянии вливается в цилиндры из легированной
стали. Охлаждаясь, жидкость затвердевает, превращаясь
в стекло, которое крайне устойчиво к воздействию воды.
Одним из перспективных направлений переработки радиоактивных отходов, включающих в себя плутоний, уран
и другие актиноиды, является их иммобилизация (включение, внедрение) в керамические и стеклокерамические материалы.
По способу обработки твердые радиоактивные отходы
подразделяются на следующие категории:
– сжигаемые (древесные отходы, ветошь, бумага);
– прессуемые (металлические отходы, пластикаты);
– дезактивируемые или переплавляемые с предварительной дезактивацией (металлические отходы);
– упаковываемые без обработки.
Твердые радиоактивные отходы, образующиеся на АЭС
с реакторами ВВЭР, в основном однотипны и представляют собой отработавшие оборудование и материалы. Как
правило, по объему преобладают отходы низкой удельной
активности (70–80 % объема). Среднегодовое накопление
данных отходов для энергоблока ВВЭР-1000 составляет
~300 м3.
168
Летом 2015 г. правительство Республики Беларусь утвердило стратегию обращения с радиоактивными отходами Бе­
лорусской АЭС [24]. Согласно документу, в течение срока
эксплуатации атомной электростанции (60 лет) прогнозируется образование 2050 м3 на один энергоблок низко- и среднеактивных РАО; высокоактивных твердых РАО - 85 м3.
Неконтролируемый сброс жидких сред, содержащих
ра­диоактивные вещества, в окружающую среду в проекте
Белорусской АЭС исключен [16]. Сброс из зоны контролируемого доступа производится оператором (включение насоса) после проведения лабораторного контроля радиоактивности. В случае ошибки персонала (несанкционированное включение насоса) сработает блокировка.
С учетом ожидаемых объемов образования радиоак­
тивных отходов планируется создание пункта захоронения
низко- и среднеактивных РАО после ввода атомной электростанции в эксплуатацию, а также пункта захоронения
высокоактивных РАО в глубокой геологической формации
после вывода АЭС из эксплуатации.
Все твердые радиоактивные отходы на АЭС складируются в специальных помещениях, в которых проводится их
сортировка по группам (уровням активности) и категориям, в течение всего срока эксплуатации станции, времени
продленного срока службы энергоблока и времени, необходимого для вывода его из эксплуатации, т. е. в течение 60–
100 лет. Такое хранение РАО рассматривается как временное, предшествующее окончательному их захоронению.
Об­ращение с твердыми РАО, как правило, включает сбор,
сортировку, размещение в первичной упаковке, транспортировку к месту переработки, кондиционирование, контейнеризацию, временное хранение с последующим окончательным захоронением.
Одной из основных составляющих обращения с твердыми радиоактивными отходами является дезактивация.
Для очистки оборудования от поверхностного радиоактивного загрязнения применяют:
169
– сухие (физико-механические) способы;
– способы с применением воды и пара;
– химические и физико-химические способы;
– дезактивацию съемными полимерными покрытиями.
Долговременное хранение значительных по объему непереработанных твердых радиоактивных отходов на промплощадке АЭС представляет собой довольно проблематичную задачу. Эффективными методами их сокращения служат сжигание, прессование, плавление.
Заключительным этапом кондиционирования РАО является контейнеризация - помещение их в универсальную
защитную упаковку - упаковочный комплект, предназначенный для транспортировки и временного хранения радио­
активных отходов с обеспечением ядерной и радиационной
безопасности.
Чрезвычайно важный заключительный этап обращения
с РАО – их локализация, имеющая конечной целью минимизацию негативного воздействия радиоактивных излучений
на человека и биосферу. В основу современной концепции
локализации РАО положен принцип многобарьерности защиты, согласно которому на пути возможной миграции
радионуклидов в окружающую среду создается система
защитных преград. Для жидких радиоактивных отходов
такими барьерами являются баки временного хранения
и хранилища. В случае, когда ЖРО закачиваются в глубокие скважины, защитным барьером служат пласты земной
коры; для ТРО и отвержденных ЖРО – матрица, в которой
зафиксированы радионуклиды, стенки бетонных и металлических защитных контейнеров, сооружения приповерхностного хранилища или геологическая формация при глубинном захоронении.
Вариантами подземного хранения являются:
– помещение твердых отходов в специально спроектированные и сооруженные хранилища на глубинах более
200 м в таких континентальных породах, как каменная
соль, глинистые образования или кристаллические породы;
170
– размещение ТРО в искусственных или природных
скальных полостях;
– размещение ТРО в приповерхностных слоях в хранилищах;
– закачка ЖРО в трещины в водонепроницаемых пластах.
Для осуществления подземного захоронения необходимо провести комплекс геолого-гидрологических изысканий
в районе предполагаемого размещения РАО; геологическая
структура, в которой размещаются радиоактивные отходы,
должна быть устойчивой и стабильной на протяжении длительного периода.
Организация захоронения РАО является сложной научно-­
инженерной проблемой, требующей всесторонних исследований по многим вопросам. При захоронении РАО применяют различные сочетания геологической среды и технических барьеров.
Для захоронения средне- и низкоактивных РАО используются приповерхностные сооружения - могильники траншейного либо курганного типа, проектный срок эксплуатации которых составляет сотни лет, так как работоспособность элементов их конструкции предположительно можно
прогнозировать на срок не выше нескольких сотен лет.
Приповерхностные могильники более доступны, просты
в реализации и экономичны по сравнению с глубокими подземными сооружениями. Однако небольшая глубина их расположения и близость зоны захоронения отходов к сфере
деятельности человека делают этот способ более уязвимым
в отношении безопасности захоронения высокоактивных отходов и отходов, содержащих трансурановые радионуклиды.
Поэтому глубинное захоронение РАО является преобладающей концепцией окончательного удаления радионуклидов
из сферы жизнедеятельности человека.
В настоящее время рассматриваются альтернативные,
нетрадиционные подходы удаления радиационных отходов.
Во-первых, захоронение РАО под донными глинистыми
отложениями Мирового океана.
171
Во-вторых, использование подземных ядерных взрывов,
например, на архипелаге Новая Земля (Россия) в штольнях,
когда ударная волна ядерного взрыва и температурное воздействие, распространяясь по горной породе, достигает объ­
екта захоронения. При этом материал захоронения последовательно сжимается, нагревается, расплавляется и испаряется, т. е. полностью дезинтегрируются как его исходные
структуры, так и окружающие породы. После остывания
расплава на месте взрыва на большой глубине образуется
подобие стеклянной линзы с толщиной стенок около 2 м.
Обрушение пород и мелкодисперсного материала довершает захоронение.
В третьих, космическая изоляция РАО, т. е. их выведение с помощью ракеты-носителя (например, «Энергия» или
«Энергия-М») на круговую гелиоцентрическую орбиту.
В четвертых, самозахоронение высокоактивных долгоживущих радиационных отходов, помещенных в герметичную капсулу из жаропрочных композиций; в результате
саморазогрева РАО достигается высокая температура на
поверхности капсулы, которая, проплавляя породу, погружается в нее под действием собственного веса.
Автор выражает благодарность заведующему лабораторией ОИЭЯИ – Сосны доктору физико-математических наук, профессору В. И. Кувшинову, заведующему
лабораторией ОИЭЯИ – Сосны кандидату технических
наук, доценту В. Т. Казазяну и ведущему научному сотруднику ОИЭЯИ – Сосны кандидату технических наук
Г. З. Серебряному за ценные советы и замечания, сделанные при подготовке рукописи.
Список использованных источников
1. Михалевич, А. А. Атомная энергетика: перспективы для Беларуси / А. А. Михалевич. - Минск : Беларус. навука, 2011. - 262 с.
2. Концепция энергетической безопасности Республики Беларусь
[Электронный ресурс] : утв. постановлением Совета Министров Респ.
Беларусь, 23 дек. 2015 г., № 1084 // Совет Министров Респ. Беларусь
[сайт]. – Режим доступа: http://www.government.by/upload/docs/file5a034
ca617dc35eb.PDF. – Дата доступа: 01.02.2017.
3. Новости мировой ветроэнергетики (краткие сообщения) // Атом.
техника за рубежом. - 2015. - № 4. - С. 36.
4. Кувшинов, В. И. Энергия атома - энергия современности / В. И. Кув­
шинов, В. Т. Казазян, Д. М. Максимович. - Минск : Беларусь, 2012. 136 с.
5. Марченко, О. В. Сравнение экономической эффективности ядерных и неядерных источников электрической энергии / О. В. Марченко,
С. В. Соломин // Ядерные технологии XXI века : докл. IV Междунар.
конф., Минск, 2014 г. - Минск : Право и экономика, 2014. - С. 206-210.
6. Мировая ядерная энергетика в 2014 г. (краткие сообщения) //
Атом. техника за рубежом. - 2015. - № 2. - С. 34-36.
7. Соколова, И. Д. Обеспеченность мировой ядерной энергетики
природным ураном / И. Д. Соколова // Атом. техника за рубежом. - 2015. № 3. - С. 3-13.
8. Нигматулин, И. Н. Ядерные энергетические установки : учеб. для
вузов / И. Н. Нигматулин. - М. : Энергоатомиздат, 1986. - 166 с.
9. Кипин, Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов /
Дж. Р. Кипин. - М.: Атомиздат, 1967. - 428 с.
10. Мерзликин, Г. Я. Основы теории ядерных реакторов / Г. Я. Мерзликин. - Севастополь: СИЯЭиП, 2001. - 341 с.
11. Губарев, В. Атомное кольцо / В. Губарев // Наука и жизнь. - 2015. № 10. - С. 34–42.
12. Правила обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок [Электронный ресурс] : утв. постановлением МЧС Респ.
173
Беларусь, 30 дек. 2006 г., № 72. - Режим доступа: http://mchs.gov.by/_
modules/_cfiles/files/pos_72_30.12.2006.pdf. – Дата доступа: 01.02.2017.
13. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных
станций. НП-082-07 [Электронный ресурс] : утв. постановлением Федер. службы по экол., технол. и атом. надзору, 10 дек. 2007 г., № 4. – Режим доступа: https://znaytovar.ru/gost/2/NP_08207_Pravila_yadernoj_bezo.
html. – Дата доступа: 01.02.2017.
14. Пиоро, И. Поколение IV ядерных реакторов как основа для мирового производства электричества в будущем / И. Пиоро, П. Л. Кириллов // Атом. техника за рубежом. - 2014. - № 2. - С. 3-11.
15. Кащеев, В. П. Ядерные энергетические установки : учеб. пособие для вузов / В. П. Кащеев. - Минск : Высш. шк., 1989. - 223 с.
16. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Белорусская АЭС. Блок 1. – ГКАЭ Росатом, ОАО НИАЭП, 2013.
17. Санитарные нормы и правила: Требования к обеспечению радиационной безопасности персонала и населения при обращении с радиоактивными отходами : утв. постановлением М-ва здравоохранения Респ.
Беларусь, 31 дек. 2015 г., № 142. - Минск, 2015. - 29 с.
18. Правила обеспечения безопасности корабельных ядерных энергетических установок. ОПБ-К-98 [Электронный ресурс] : утв. постановлением Госатомнадзора РФ от 30 марта 2001 г., № 1. – Режим доступа: https://znaytovar.ru/gost/2/NP_02901_Pravila_yadernoj_bezo.html. – Дата
доступа: 01.02.2017.
19. Культура физической ядерной безопасности / В. В. Зеневич [и др.]. Минск : Беларусь, 2013. - 110 с.
20. Скачек, М. А. Обращение с отработавшим ядерным топливом
и радиоактивными отходами / М. А. Скачек. - М. : МЭИ, 2007. - 448 с.
21. Кудрявцев, Е. Г. Обращение с облученным ядерным топливом
в Российской Федерации/ Е. Г. Кудрявцев, И. В. Гусаков-Станюкович //
Безопасность окружающей среды. -2010. - № 1. - С. 12-17. 22.
22. Блинова, И. В. Проблема хранения ОЯТ в США / И. В. Блинова,
И. Д. Соколова // Атом. техника за рубежом. - 2015. - № 2. - С. 3-13.
23. Санитарные нормы и правила: Требования к радиационной безопасности : утв. постановлением М-ва здравоохранения Респ. Беларусь,
28 дек. 2012 г. № 213. - Минск, 2012. - 29 с.
24. Стратегия обращения с радиоактивными отходами БелАЭС :
постановление Совета Министров Респ. Беларусь, 2 июня 2015 г., № 460 //
Национальный правовой Интернет-портал Республики Беларусь. – Режим доступа: http://www.pravo.by/document/?guid=3871&p0=C21500460. –
Дата доступа: 01.02.2017.
25. Ядерная энергетика в мире сегодня // Атом. техника за рубежом. 2015. - № 3 - С. 32-36.
174
26. Белл, Д. Теория ядерных реакторов / Д. Белл, С. Глесстон. - М.:
Атомиздат, 1974. - 496 с.
27. Вейнберг, А. Физическая теория ядерных реакторов / А. Вейнберг, Е. Вигнер. - М. : Изд-во иностр. лит., 1961 - 732 с.
28. Галанин, А. Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах / А. Д. Галанин. - М. : Атомиздат, 1957 - 360 с.
29. Гигиенический норматив «Критерии оценки радиационного
воздействия» : утв. постановлением М-ва здравоохранения Респ. Беларусь, 28 дек. 2012 г. № 213. - Минск, 2012. - 133 с.
30. Белорусская атомная электростанция / М-во энергетики Респ.
Беларусь, ГУ «Дирекция строительства атомной электростанции». –
Островец, 2013. - 15 с.
Научное издание
Едчик Иван Адамович
Физико-технические основы
ядерной энергетики
Редактор Т. Е. Янчук
Художественный редактор В. В. Домненков
Технический редактор О. А. Толстая
Компьютерная верстка О. Л. Смольской
Подписано в печать 21.09.2017. Формат 84×108 1/32.
Бумага офсетная. Печать цифровая. Усл. печ. л. 9,24. Уч.-изд. л. 7,1.
Тираж 100 экз. Заказ 185.
Издатель и полиграфическое исполнение:
Республиканское унитарное предприятие «Издательский дом
«Беларус­кая навука». Свидетельства о государственной регистрации
издателя, изготовителя, распространителя печатных изданий
№ 1/18 от 02.08.2013, № 2/196 от 05.04.2017.
Ул. Ф. Скорины, 40, 220141, г. Минск.